FR2951578A1 - Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage - Google Patents

Abstract

Assemblage de combustible nucléaire comportant : - un boîtier (2) délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale (10), dite zone fissile dans lequel est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire (11), une partie supérieure (14) et une partie inférieure (12), - une extrémité inférieure comportant une entrée d'alimentation en caloporteur, - une extrémité supérieure comportant une sortie d'évacuation du caloporteur, - les aiguilles du faisceau d'aiguilles comportant un plenum supérieur et/ou un plenum inférieur, - des moyens (18) de mise en communication de la partie inférieure (12) de l'espace intérieur du boîtier avec la zone (20) entourant l'assemblage, dite zone interassemblage à travers la paroi du boîtier (2), et - des moyens de protection neutronique supérieure (22.1) internes au boîtier (2).

Description

ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET REACTEUR NUCLEAIRE COMPORTANT AU MOINS UN TEL ASSEMBLAGE

DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTÉRIEUR La présente invention se rapporte à un assemblage pour réacteur nucléaire et à un réacteur nucléaire comportant au moins un tel assemblage, plus particulièrement un réacteur à neutrons rapides de la Génération IV à caloporteur sodium désigné également GEN-IV RNR-Na. De manière générale, on cherche constamment à améliorer la sécurité de fonctionnement des réacteurs nucléaires et également à limiter les risques de propagation en cas d'accident. Un réacteur nucléaire comporte une enceinte de confinement dans laquelle est disposé le coeur du réacteur, ce coeur comportant des assemblages de combustible juxtaposés.

Un assemblage a une forme cylindrique, par exemple à section hexagonale et comporte un boîtier dans lequel sont disposés des aiguilles de combustibles. Chaque aiguille est constitué d'une enveloppe appelée gaine dans laquelle sont empilées des pastilles de combustible. L'aiguille forme un confinement étanche pour les pastilles. La gaine et le boîtier sont métalliques. L'aiguille comporte essentiellement trois zones : une zone centrale, dite zone fissile, où est situé le combustible, une zone supérieure comportant éventuellement un plenum supérieur et une zone inférieure comportant éventuellement un plenum inférieur. Une aiguille comporte un plenum inférieur et/ou un plenum supérieur, le ou les plenum(s) permet(tent) d'absorber la formation des produits de fission générer dans le temps dans la zone fissile. En l'absence de plenum, la génération des produits de fission aurait pour conséquence de déformer la gaine dans la zone fissile et donc de compromettre la circulation du caloporteur. Dans chaque assemblage, circule un caloporteur entre les aiguilles pour évacuer l'énergie thermique produite par le combustible. Cette énergie est ensuite convertie en énergie électrique. Dans le cas des GEN-IV RNR-Na, le caloporteur est du sodium fondu. Le caloporteur extrait la chaleur pour la convertir et, de fait refroidit l'assemblage, évitant son échauffement. Le caloporteur circule en circuit fermé du bas de l'assemblage vers le haut de l'assemblage grâce à des pompes. Un ou des échangeurs thermiques sont prévus en sortie de l'assemblage pour extraire les calories du caloporteur. Un des cas d'accidents envisagés est la fusion thermique d'un ou plusieurs assemblages, du fait par exemple d'un problème de refroidissement, puis l'extension de cette dégradation à l'ensemble du coeur actif. On cherche à éviter la propagation de cette fusion à tout le coeur actif, i.e. aux assemblages adjacents, qui pourrait aboutir à une destruction de 3 l'enveloppe du réacteur, voire de l'enceinte de confinement du réacteur. Ce scénario d'accident comporte trois phases: - une phase primaire lors de laquelle un mécanisme de dégradation interne des assemblages de combustible du coeur a lieu, cette dégradation survient du fait de la fusion des gaines, de l'effondrement des pastilles, de l'extension de la cavité sur la zone fissile des assemblages.

Cette fusion d'un ou de plusieurs assemblages conduit rapidement à la formation de bains liquides bouillants de corium confinés dans des cavités plus ou moins étanches, avec relocalisations des matériaux fondus en parties haute et basse de l'assemblage. On définit le corium comme étant un amas de combustibles et d'éléments de structure du coeur d'un réacteur nucléaire fondus et mélangés, pouvant se former en cas d'accident, - une phase de transition avec la propagation latérale du corium qui survient du fait de la fusion des boîtiers d'assemblages, propageant ainsi la fusion aux assemblages adjacents. On parle alors d'un mécanisme dit « de contamination » entre les assemblages, - une phase secondaire, lorsque cette contamination s'étend à l'ensemble des assemblages fissiles du coeur, avec la formation d'un bain généralisé.

Durant cette phase de l'accident, la compaction et la re-compaction de la matière fissile peuvent conduire à des excursions de puissance fortement énergétiques, qui peuvent à terme compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur. L'initiation de la fusion d'un assemblage peut avoir plusieurs causes, par exemple : - il peut s'agir d'une défaillance de l'alimentation en sodium des assemblages. Dans un cas général, avec la perte des pompes primaires assurant la circulation du sodium dans les assemblages sans chute de barres de contrôle. Dans un cas local, avec un défaut d'alimentation dans un assemblage (cet accident est appelé accident local de Bouchage Total Instantané ou plus simplement BTI), - il peut s'agir d'une élévation anormale de la température dans l'assemblage mais avec un fonctionnement normal des pompes primaires, par exemple par retrait intempestif des barres de contrôle, par perte du refroidissement secondaire, par un passage de bulles de gaz dans le coeur.

Dans le cas de défaut d'alimentation, il survient au début une vaporisation du sodium sur toute la hauteur fissile et un assèchement des gaines, puis la fusion des gaines qui se caractérise principalement par une coulée en chandelle de l'acier qui se gèle en masse dès qu'il entre en contact avec des structures plus froides. Très rapidement, l'accumulation de cet acier « gelé » forme un creuset métallique dense. La mobilité de ce creuset est alors assujettie à un mécanisme de fusions successives des gaines jusqu'à atteindre le bas de la colonne fissile. Durant cette phase dite «de dégainage», un bouchon supérieur se forme partiellement. Il provient des phénomènes d'interaction entre l'acier fondu et le sodium, et un entrainement vers le haut de l'acier fondu par la vapeur de sodium. Ce bouchon suit alors le front supérieur de fusion des gaines. Inversement, dans le cas d'une élévation anormale de la température, l'alimentation en sodium des assemblages n'est pas interrompue, il en résulte que les phénomènes d'interaction entre l'acier fondu et le sodium sont plus importants et plus continus. Le mécanisme d'entrainement de l'acier fondu vers le haut par la vapeur de sodium est alors plus efficace. La formation progressive de ce bouchon supérieur se traduit par une diminution de l'alimentation en sodium dans l'assemblage jusqu'à son annulation puisque le sodium ne peut plus ou difficilement s'évacuer par le haut. La pression dans la zone sous le bouchon supérieur, tend alors à atteindre des valeurs comparables à la pression de relevage des pompes primaires. Le dénoyage de l'assemblage se fait alors principalement par le bas.

Dans la suite du scénario, l'effondrement des pastilles de combustible tend à former une cavité dont l'extension axiale couvre progressivement la hauteur de la colonne fissile. L'amoncèlement des débris de combustible dans le bas de la colonne fissile associé à une partie de l'acier fondu des gaines conditionne la formation du bouchon inférieur. Le cheminement du corium est incontrôlable. Un tel comportement peut à terme compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur.

Il peut également compromettre la tenue mécanique de l'enceinte de confinement du bloc réacteur. Il se pose alors le problème de contrôler le cheminement du corium. Le but de la présente invention est donc d'offrir un réacteur et une structure d'assemblage plus sûrs permettant de limiter la propagation radiale du corium en cas d'incident, de favoriser l'écoulement du corium vers le fond du réacteur et de réduire les risques de criticité.

EXPOSÉ DE L'INVENTION Le but précédemment énoncé est atteint par un assemblage de combustible nucléaire comportant des moyens pour limiter la remontée du corium dans l'assemblage et éviter son accumulation au niveau de la zone fissile, réduisant ainsi les risques de propagation radiale du corium, tout en assurant la circulation du sodium, même de manière dégradée, à travers une partie de l'assemblage. Pour cela, on favorise la formation d'un bouchon dans la partie supérieure de l'assemblage au dessus de la zone fissile et on prévoit des communications entre l'intérieur de l'assemblage et les zones inter-assemblages dans la parie inférieure de l'assemblage.

La formation d'un bouchon supérieur au dessus de la colonne fissile, limite la remontée du corium dans l'assemblage. La mise en communication de l'intérieur de l'assemblage vers les zones inter-assemblages permet une évacuation du caloporteur, ce qui limite les risques de remontée du corium sous l'action du caloporteur sous pression. De plus, cette mise en communication permet au caloporteur de continuer à circuler le long de l'assemblage à l'extérieur de celui-ci et à évacuer de la chaleur de la zone de fusion. De manière particulièrement avantageuse, on facilite en plus l'évacuation du corium vers le bas de l'assemblage pour éloigner le corium de la zone fissile des assemblages, afin d'écarter cette matière fondue des assemblages adjacents et éviter la propagation du corium aux assemblages adjacents. Pour cela, on fragilise les zones inférieures des aiguilles. Les moyens mis en oeuvre sont passifs et ne nécessitent aucune commande extérieure. Grâce à ce mode de réalisation particulièrement avantageux, on améliore le contrôle en situation accidentelle du cheminement du corium vers le bas à l'intérieur de chaque assemblage combustible. La fragilisation de la partie inférieure des aiguilles permet de faciliter la propagation du corium vers le bas. Le phénomène de descente du corium est avantageusement favorisé en éliminant la présence de matériaux fortement inertiels, par exemple en éliminant la couverture axiale inférieure ou « CAI » (i.e. la présence de pastilles fertiles en partie basse du faisceau d'aiguilles). Dans un autre exemple, on supprime la protection neutronique inférieure en faisceau d'aiguilles, susceptibles de geler en paroi le corium, ce qui pourrait empêcher une descente du corium. Dans un autre exemple encore, on réduit le diamètre des extrémités inférieures des aiguilles pour limiter la quantité de matière et en situation accidentelle faciliter l'accumulation des matériaux fondus. Grâce à l'invention, dans le cadre des accidents sévères de fusion de coeur, on évite une extension radiale des dégradations locales : passage de la phase primaire à la phase de transition, vers la formation d'un bain de corium généralisé, confiné dans une cavité étendue sur la partie active du coeur. On évite ainsi la survenue de la phase secondaire, lors de laquelle les risques de compaction/re-compaction de la matière fissile ne sont pas à écarter. On évite ainsi de compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur, voire de l'enceinte de confinement du bloc réacteur pouvant apparaître en cas de criticité/re-criticité, les excursions de puissance associées peuvent alors être fortement énergétiques. De manière avantageuse, lorsqu'une fusion au niveau d'un assemblage a commencé, on favorise celle-ci dans la direction axiale vers le bas, afin de faciliter l'évacuation du corium de sorte à l'éloigner des zones fissiles des autres assemblages et éviter la propagation radiale du corium. Pour cela, on facilite le gel du corium dans l'extrémité supérieure du boîtier, on fragilise les structures inférieures pour faciliter la descente du corium et réduire les risques de formation du bouchon inférieur. Avantageusement, un récupérateur associé à chaque assemblage est prévu dans la zone inférieure de l'assemblage pour récupérer le corium. Le récupérateur permet de diminuer le risque de criticité. Avantageusement, ce récupérateur peut comporter un matériau neutrophage. La présente invention a principalement pour objet un assemblage de combustible nucléaire comportant : - un boîtier délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale, dite zone fissile dans laquelle est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire, une partie supérieure et une partie inférieure, - une extrémité inférieure comportant une entrée d'alimentation en caloporteur, - une extrémité supérieure comportant une sortie d'évacuation du caloporteur, - les aiguilles du faisceau d'aiguilles comportant un plenum supérieur et/ou un plenum inférieur, caractérisé en ce que l'assemblage comporte également : - des moyens de mise en communication de la partie inférieure de l'espace intérieur du boîtier avec la zone entourant l'assemblage, dite zone inter-assemblages à travers la paroi du boîtier, et - des moyens de protection neutronique supérieure disposés à l'intérieur du boîtier, dits moyens de protection neutronique supérieure internes. De manière avantageuse, au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de matériau fertile au niveau de son extrémité inférieure. De manière également avantageuse l'extrémité inférieure d'au moins une des aiguilles présente un diamètre réduit par rapport au diamètre extérieur des autres parties de ladite aiguille.

On peut prévoir qu'au moins l'extrémité inférieure d'au moins une aiguille soit réalisée en métal à bas point de fusion inférieure à la température du corium ou dans un alliage métallique dont le diagramme de phases présente des points eutectiques ou péritectiques à une température équivalente inférieure à la température du corium. Dans un exemple de réalisation, au moins l'une des aiguilles comporte uniquement un plenum supérieur.

Au moins l'une des aiguilles peut ne pas comporter pas de protection neutronique inférieure. De manière avantageuse, toutes les aiguilles ne comportent pas de protection neutronique inférieure, et la protection neutronique inférieure est intégrée au boîtier.

La partie inférieure du boîtier peut comporter un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile et être entourée par une paroi du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile, formant ainsi une protection neutronique inférieure. Les moyens de mise en communication de la partie inférieure de l'espace intérieur du boîtier avec la zone inter-assemblages comportent par exemple des canaux traversant la paroi du boîtier entourant la partie inférieure et des moyens d'obturation des canaux en dessous d'un seuil de pression donné dans la partie inférieure. Les moyens d'obturation sont, par exemple formés par des disques de rupture, des soupapes ou des clapets.

Les moyens de protection neutronique supérieure internes peuvent être formés par la partie supérieure du boîtier comportant un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile et étant entourée par une paroi du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile. Dans un exemple de réalisation, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont intégrés dans les aiguilles et forment l'extrémité supérieure des aiguilles.

Dans un autre exemple de réalisation, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont disposés au dessus des aiguilles alignés avec ceux-ci. Un matériau fertile peut être solidaire des 30 moyens de protection neutronique supérieure internes et être disposé entre chaque aiguille et les moyens de protection neutronique internes associées. Le boîtier comporte avantageusement sur sa face extérieure des saillies destinées à venir en contact des faces des autres boîtiers l'entourant pour former des entretoises. Lesdites saillies sont de préférence disposées sensiblement au niveau de la zone fissile. Le boîtier présente par exemple une section polygonale, les sommets extérieures étant avantageusement tronqués et/ou munis d'une rainure s'étendant sur au moins une partie de la hauteur du boîtier. La présente invention a également pour objet un ensemble d'un assemblage selon la présente invention et d'un récupérateur de corium Le récupérateur de corium a par exemple la forme d'une jarre destinée à collecter le corium s'écoulant de l'intérieur du boîtier.

Dans un mode de réalisation, le récupérateur de corium est reçu dans un logement du boîtier entre l'alimentation en caloporteur et la zone fissile. La section de passage entre la face intérieure du logement du récupérateur et la face extérieure du récupérateur est par exemple sensiblement égale à la section de passage de l'entrée d'alimentation de l'assemblage en caloporteur. Dans un exemple avantageux, le récupérateur est apte à passer d'une position haute dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation à la sortie d'alimentation est ouvert, à une position basse dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation à la sortie d'alimentation est fermé. Le récupérateur de corium peut être maintenu en position haute par un moyen élastique, ou par des pattes de maintien fusibles. Dans un autre mode de réalisation, le récupérateur de corium est disposé en dessous du boîtier. Par exemple, ledit récupérateur de corium peut être solidaire de l'assemblage, ou peut être supporté par un sommier situé en dessous d'un sommier supportant l'assemblage. Avantageusement, le récupérateur de corium 15 comporte un matériau neutrophage. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblage, dont au moins un est selon la présente invention, disposés les uns à côté des autres et 20 délimitant entre eux des zones interassemblages, et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une pluralité 25 d'assemblages, dont au moins un ensemble selon la présente invention disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages, et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages. 30 Le réacteur nucléaire est par exemple du type à caloporteur sodium liquide. 14 BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre et des dessins en annexe sur lesquels : - la figure 1 est une vue en coupe longitudinale schématique d'un exemple de réalisation d'un assemblage de combustible selon la présente invention, - les figures 2A à 2D représentent des exemples de réalisations d'aiguilles de combustible selon l'invention, - la figure 3 est une vue en coupe longitudinale de plusieurs assemblages selon la présente invention en phase primaire d'accident, - la figure 4 est une vue en coupe transversale d'un ensemble d'assemblages selon l'invention, - la figure 5 est une vue en coupe longitudinale d'un autre exemple d'un assemblage selon la présente invention muni d'un récupérateur de corium intégré à l'intérieur de l'assemblage, - la figure 6 est un exemple de réalisation d'un récupérateur de corium selon l'invention, - les figures 7A-7B et 8A-8B sont des vues de deux exemples de réalisation d'assemblage selon la présente invention comportant des récupérateurs de corium selon l'invention intégrés dans les assemblages et formant également des systèmes de mise en confinement passifs du corium dans les boîtiers d'assemblage, - la figure 9 représente une vue en coupe longitudinale d'un exemple d'un ensemble comportant un assemblage et un récupérateur disposé sous l'assemblage et solidaire de ce dernier selon la présente invention, - la figure 10 représente une vue en coupe longitudinale d'un autre exemple d'une ensemble comportant un assemblage et un récupérateur disposé sous l'assemblage non solidaire de ce dernier selon la présente invention.

EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Dans la présente description, le terme « aiguille » désigne un crayon combustible comportant au moins de la matière fissile utilisé plus particulièrement dans les réacteurs à neutrons rapides.

Sur la figure 1, on peut voir un exemple de réalisation d'un assemblage A selon la présente invention comportant un boîtier 2, des aiguilles de combustibles disposées à l'intérieur du boîtier 2. Dans l'exemple représenté, le boîtier 2 a une forme cylindrique à section hexagonale d'axe X destiné à être disposé selon la verticale comme cela est représenté sur la figure 1. Il est bien entendu qu'un assemblage dont le boîtier est une forme cylindrique à section circulaire ne sort pas du cadre de la présente invention. Le boîtier 2 comporte une première extrémité inférieure 6, par laquelle le caloporteur pénètre et une extrémité supérieure 8 par laquelle le caloporteur est évacué.

Le caloporteur circule en continu dans un circuit fermé (non représenté) sous l'action de pompes (non représentées), dite pompes primaires. La circulation du caloporteur est schématisée par les flèches F. Le caloporteur peut, par exemple être du sodium liquide dans les RNR-Na. Cependant l'assemblage selon la présente invention peut être mis en oeuvre avec d'autres caloporteurs, comme par exemple les corps purs tels que : le souffre (S), le lithium (Li), le sélénium (Se), l'étain (Sn), le bismuth (Bi), le plomb (Pb), le gallium (Ga) et l'indium (In), les alliage binaire ou ternaire comportant au moins un des corps pur cités précédemment y compris le sodium (Na) [à titre d'exemple : le plomb bismuth (Pb-Bi), le plomb-potassium (Pb-K), le plomb manganèse (Pb-Mg), le plomb sodium (Pb-Na), le sodium potassium (Na-K), et le plomb bismuth lithium (Pb-Bi-Li)] ainsi que les sels fondus (dont un des corps purs cités précédemment, y compris le sodium, entre dans la composition)[à titre d'exemple : Li2BeF4, NaF-ZrF4, LiF-NaF-KF, LiF-RbF, LiFBeF2, NaF-BeF2, NaF-ZrF4, NaF-KF-ZrF4, NaF-NaBF4, RbFPbBF4 et le NaBF4]. D'autres sels fondus, comme le KFKBF4, NBF4 ou le RbF4 sont envisageables.

Le boîtier 2 délimite un espace intérieur divisé en une partie centrale 10 ou partie fissile contenant un faisceau d'aiguilles 11, une partie inférieure 12 entre l'extrémité inférieure 12 et la partie centrale 10, et une partie supérieure 14 entre la partie centrale 10 et l'extrémité supérieure 8.

Dans l'exemple représenté, la section transversale intérieure de la partie centrale 10 est supérieure à celles des parties inférieure 12 et supérieure 14. Par contre, la section transversale extérieure du boîtier est sensiblement constante sur toute sa hauteur, sauf au niveau d'une extrémité inférieure. Par conséquent, les parois 12.1, 14.1 des parties inférieure 12 et supérieure 14 sont plus épaisses que la paroi entourant la zone fissile 10. Ces variations d'épaisseur de paroi forment des protections neutroniques en boîtier supérieure PNS et inférieure PNI respectivement. L'assemblage A est monté par son extrémité inférieure, appelé pied d'assemblage 16, dans un support 17, appelé sommier, dans lequel les autres assemblages sont également montés. Le pied d'assemblage 16 est formé par une portion du boîtier 2 de diamètre extérieur réduit. Selon la présente invention, le boîtier 2 de l'assemblage comporte des canaux 18 dans la paroi 12.1 de la partie inférieure 12 du boîtier, ces canaux 18 étant destinés à raccorder le volume intérieur de l'assemblage A à l'extérieur 20 de l'assemblage, appelé zone inter-assemblages.

Ces canaux 18 sont, en situation de fonctionnement normal, fermés et ne s'ouvrent que lorsque la pression du caloporteur dépasse un seuil de pression donné. Des moyens d'obturation passifs (non représentés) sont donc prévus dans les canaux 18. Il peut s'agir de clapets, de soupapes ou de disques de rupture qui rompent au-delà d'une pression donnée. Le caractère passif assure une ouverture des canaux sans ordre extérieur.

Il est à noter que la fusion d'un assemblage peut commencer sans qu'elle soit détectée immédiatement. Par conséquent, un fonctionnement autonome des moyens de sécurité, plus particulièrement des moyens pour mitiger la fusion d'un assemblage, est recherché. Les canaux 18 sont avantageusement répartis sur toute la périphérie de l'enveloppe du boîtier et sur toute la hauteur de la partie inférieure du boîtier, de sorte à assurer une évacuation homogène du caloporteur en direction de la zone inter-assemblages 20. De plus, les canaux 18 sont avantageusement inclinés par rapport à l'axe X dans le sens de circulation du caloporteur, cette orientation facilite l'écoulement vers la zone inter-assemblages 20. Par ailleurs, le diamètre des canaux est avantageusement choisi sensiblement égal à la distance entre deux boîtiers dans la zone inter-assemblage 20. A titre d'exemple, nous allons déterminer un nombre de canaux 18 adapté à un fonctionnement dégradé du réacteur. Globalement et pour l'ensemble des RNR-Na, le sodium entre par le bas de l'assemblage à environ 400°C et après avoir été chauffé par le combustible, sort à 550°C. Son échauffement le long de la colonne fissile est d'environ de 150°C.

Cette température est telle que l'on est écarté de l'état d'ébullition d'environ 330°C, par rapport à la pression ambiante au-dessus du faisceau aiguilles combustible, puisqu'on ne veut pas que le sodium bout. La pression ambiante dans ce cas tient ici compte du poids de la colonne de sodium et de la pression dans le ciel de pile. Le ciel de pile est le volume libre situé dans la partie supérieure de la cuve, composé d'un gaz incondensable neutre et permettant d'absorber les dilatations thermiques de la cuve en fonctionnement normal, incidentel et accidentel ; sa pression en fonctionnement normal est de l'ordre de 1 bar.

Si l'on tolère un défaut d'alimentation de 10% par assemblage en fonctionnement nominal, correspondant au débit sodium pouvant être transféré dans les espaces inter-assemblages en cas d'ouverture intempestive des canaux 18 de communication intra-inter assemblage et à l'écoulement du sodium de l'intérieur de l'assemblage vers la zone inter-assemblages, à puissance constante, l'échauffement du sodium le long de la colonne fissile est augmenté de 10%. Cette augmentation correspond par rapport aux caractéristiques citées préalablement à une température de sortie sodium de 165°C. Dans ces conditions, la marge à l'ébullition est réduite à 315°C. On se rapproche donc de la température à laquelle le sodium se met à bouillir. Cette marge reste cependant suffisante pour éviter toute ébullition. En première approximation, si on suppose que les débits sont proportionnels à la section de passage (on néglige les frottements fluide/structure et les pertes de charges aux singularités géométriques), le nombre de trous requis serait d'environ 30 à 40 pour un assemblage dont les caractéristiques géométriques sont proches de celles définies dans le réacteur PHENIX Le diamètre des trous est alors de l'ordre de 3mm. L'écoulement de l'intérieur du boîtier 2 vers l'extérieur est possible puisque la zone inter- assemblages 20 est à une pression inférieure à celle du caloporteur dans la partie inférieure du boîtier. En effet, le caloporteur, dans la zone inter-assemblages, est non circulant en situation normale ; sa pression est uniquement la pression hydrostatique de la colonne caloporteur du bloc réacteur augmentée de la pression du ciel de pile. Cet écoulement est beaucoup plus aisé qu'un écoulement de caloporteur vers le bas de l'assemblage, notamment du fait des pertes de charges en bas de l'assemblage et de la pression fournie par les pompes à l'entrée du boîtier. Le rapport entre le débit de caloporteur dans les zones intra-assemblages et dans les zones inter-assemblages est fixé en fonction des caractéristiques du coeur, des assemblages et des aiguilles ainsi qu'en fonction des différentes cinétiques de dégradation propres à chaque type d'accident. En outre, ce rapport dépend : - du nombre de trous de communication dans la partie inférieure des boîtiers et de leur diamètre hydraulique ; - des systèmes passifs de mise en communication, notamment de la perte de charge qu'ils induisent, du temps d'ouverture, ..., et de la différence de pression au-delà de laquelle les passages sont ouverts et permettent l'écoulement. Outre la réduction de la pression dans la partie inférieure du boîtier 2, la circulation du caloporteur entre les assemblages A présente plusieurs avantages.

D'une part, le caloporteur envoyé entre les assemblages est froid puisqu'il est se trouve dans la zone en amont de la zone fissile 10. Il forme donc également un moyen de refroidissement des faces externes des boîtiers 2 en circulant dans les espaces inter-assemblages. Il participe donc à un retard à la fusion thermique des boîtiers. D'autre part, la circulation du caloporteur entre l'intérieur et l'extérieur due ou des assemblages permet une détection plus rapide de l'incident. Le caloporteur dans le boîtier contient des produits de fission amenés par la descente du corium. Le caloporteur, en remontant dans les canaux inter-assemblages, assure la remontée de ces produits vers les détecteurs de signaux neutroniques différés. Selon la présente invention, on prévoit également de former au moins une partie des moyens de protection neutronique supérieure à l'intérieur du boîtier, dans les aiguilles et/ou dans le boitier, ceux-ci étant disposés au dessus des aiguilles à distance de celles-ci comme cela a été décrit ci-dessus en réalisant une section de diamètre réduit, la protection accordée par ces moyens venant s'ajouter à celle déjà offerte par une surépaisseur au niveau de la partie supérieure 14.1 du boîtier 2, comme expliqué précédemment. Sur les figures 2A à 2D, on peut voir des exemples de réalisation de ces moyens de protection, dits moyens de protection neutronique supérieure internes. Sur la figure 2A, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1 sont directement intégrés dans l'aiguille 11 et forment une extrémité longitudinale supérieure de celui-ci, orientés vers 15 l'aval de zone fissile. Dans cet exemple, l'aiguille comporte dans l'ordre de bas en haut un plenum inférieur 24, un matériau fissile 26, du matériau fertile 28, un plenum supérieur 30 et les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1. Sur la figure 2B, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1 forment également l'extrémité supérieure de l'aiguille, par contre l'aiguille ne comporte pas de matériau fertile (dit « couverture axiale supérieure » ou « CAS »). En effet, il n'est pas nécessaire que le matériau fertile soit disposé dans les aiguilles. Celui-ci peut être soit disposé en périphérie du coeur, contenu dans les assemblages formant les bords extérieurs du coeur, qui est appelé couverture radiale, 30 dans ce cas les assemblages internes peuvent ne pas comporter de matériau fertile, soit positionné dans les 20 25 parties supérieure et/ou inférieure des assemblages combustibles (on parle de couvertures axiales) comme c'est le cas sur l'assemblage de la figure 2A. Durant la vie du réacteur, le matériau fertile évolue et permet la transmutation des isotopes fertiles en isotope fissiles. Sur les figures 2C et 2D, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.2 sont séparés de l'aiguille et disposés au dessus de celle-ci en alignement avec celle-ci. Sur la figure 2C, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.2 sont associés au matériau fertile et sur la figure 2D, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont seuls.

Dans les variantes de figures 2C et 2D, l'assemblage comporte un faisceau d'aiguilles et un faisceau de protection, chaque élément du faisceau de protection étant sensiblement aligné avec une aiguille 11.

Les protections 22.2 sont donc formées par un deuxième type d'aiguilles avec des caractéristiques géométriques différentes par rapport au faisceau d'aiguilles principal. Le positionnement dans l'assemblage est par exemple assuré par des grilles de maintien. Les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1, 22.2, par exemple en forme de cylindre plein ou avec un trou central de faible diamètre, ne sortent pas du cadre de la présente invention.

Les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1, 22.2 sont par exemple réalisés dans le même acier que les gaines des aiguilles.

Ce déplacement d'une partie des moyens de protection neutronique supérieure au niveau du faisceau d'aiguille favorise, lors de la survenue d'un accident, la formation d'un bouchon supérieur dense au dessus de la zone fissile 10. En effet, dans le cas où ces moyens de protection 22.1, 22.2 sont en acier, qui est un matériau qui présente une bonne inertie thermique et une bonne conductivité thermique, il est possible, sur de faibles hauteurs, de geler le corium et de stopper sa progression vers le haut. Le déplacement des moyens de protection et leur réalisation de manière individuelle est particulièrement efficace, puisque les moyens de protection 22.1, 22.2 présentent une grande surface d'échange avec le corium, qui est proportionnelle au nombre et au diamètre des aiguilles contenus dans le faisceau. Par ailleurs, les moyens de protection 22.1, 22.2 jouant le rôle de réflecteurs neutroniques, ils permettent de réduire au moins proportionnellement la hauteur de la protection neutronique supérieure dans l'extrémité supérieure du boîtier. En outre, les moyens de protection neutronique 22.1, 22.2 en faisceau présentent une répartition plus homogène dans le boîtier et sont donc plus efficaces par rapport aux fuites neutroniques que la protection formée par le boîtier.

Il est bien entendu que des structures de protection neutronique supérieure formées d'une combinaison des aiguilles de figures 2A à 2D ne sortent pas du cadre de la présente invention. Par exemple, on peut prévoir à la fois une protection dans l'aiguille et au dessus de l'aiguille. En outre, de manière avantageuse, l'extrémité inférieure des aiguilles est modifiée afin de supprimer, ou pour le moins réduire, les zones froides susceptibles de ralentir la descente du corium par gel de celui-ci et est, en outre, rendue fusible afin de faciliter sa fusion et faciliter la descente du corium. Sur les figures 2A à 2D, on peut également voir un exemple de réalisation de l'extrémité inférieure de l'aiguille selon la présente invention. Dans un mode particulièrement avantageux, on réduit, voire on exclut la présence d'un matériau fertile inférieur, appelé également couverture axiale inférieure, à l'extrémité inférieure de l'aiguille. Le matériau fertile inférieur peut être absent de toutes les aiguilles de l'assemblage, ou alors seulement dans certaines d'entre elles. L'absence totale ou partielle de matériau fertile inférieur réduit donc la présence de matériaux dans la partie basse du faisceau d'aiguille, et donc la présence d'une masse offrant un risque de gel du corium. Un coeur de réacteur selon un mode de réalisation avantageux de la présente invention peut comporter une pluralité d'assemblages selon la présente invention, on peut prévoir des assemblages différant suivant la présence ou non de matériau fertile inférieur. Dans un exemple avantageux on peut exclure la présence de protection neutronique inférieure à l'extrémité inférieure des aiguilles. Cela peut concerner toutes les aiguilles ou seulement une partie d'entre elles. Les avantages liés à cette suppression sont similaires à ceux énoncés ci-dessus du fait de la suppression totale ou partielle de la couverture axiale inférieure. La protection neutronique inférieure (PNI) est alors avantageusement intégrée dans le boîtier, comme cela est représenté par la surépaisseur de la paroi du boîtier 2 et comme cela a été décrit précédemment. La quantité de structures au niveau de l'extrémité inférieure de l'aiguille est donc considérablement réduite. Les risques de gel des matériaux fondus du fait de l'inertie thermique de ces matériaux sont donc réduits. Les matériaux fondus peuvent plus facilement s'écouler vers le bas. La hauteur de la partie inférieure du boîtier formant la protection neutronique inférieure PNI est choisie en fonction du pouvoir réflecteur que l'on cherche à obtenir. Par ailleurs, le diamètre hydraulique du canal 23 dans la partie inférieure 12 du boîtier est avantageusement sensiblement égal à celui des fenêtres d'alimentation 31 en caloporteur formées dans le pied d'assemblage 16. Les fenêtres 31 sont latérales dans l'exemple représenté. Ce diamètre autorise tous mouvements de corium vers le bas, sans provoquer de blocage par gel du corium ou coincement des débris de corium. En effet, la progression du corium vers le bas se fait plutôt par paquets et se gèle en masse au contact du sodium pour former des débris. D'autre part, ces débris en se refroidissant brusquement peuvent se fragmenter (variation de densité liquide/solide) et former des débris de plus petites tailles dont le diamètre reste faible devant la section de passage au niveau des protections neutroniques inférieurs (PNI) en boîtier.

En outre, on prevoit avantageusement d'améliorer la fusibilité de l'extrémité inférieure de la gaine des aiguilles 11, i.e. de favoriser la fusion de celle-ci pour faciliter la descente du corium. Le métal ou alliage métallique formant l'extrémité inférieure de la gaine de l'aiguille est avantageusement choisi de sorte à offrir soit une épaisseur de gaine plus faible afin de présenter moins d'inertie thermique, soit un point de fusion (température du solidus) plus bas ou soit présentant des points eutectiques ou péritectiques à basse température dans son diagramme de phase, et inférieure à la température des autres matériaux composant les autres parties du gainage de l'aiguilles le cas échéant, afin de présenter moins de résistance à la progression du corium.

La température de fusibilité recherchée pour la région des gaines des plenums inférieurs est de l'ordre de 1300 K. Sur les figures 2A à 2D, les aiguilles comportent un plenum inférieur 24. On prévoit alors de fragiliser le plenum inférieur, de sorte à rendre sa fusion plus facile. On peut voir un exemple de réalisation du plenum inférieur 24 sur la présente invention. Celui-ci présente un diamètre extérieur inférieur au diamètre de la gaine de l'aiguille dans la zone fissile et du plenum supérieur 30, tout en conservant une épaisseur de gaine identique. Cette réduction de diamètre, outre le fait de réduire la quantité de matériau à fondre, permet d'augmenter la section de passage du caloporteur entre les aiguilles au niveau des plenums inférieurs 24. Il en résulte que lorsque le matériau fondu, formé par la gaine et les pastilles provenant de la zone fissile, atteint les plenums inférieurs, une masse plus grande de matériaux fondus peut-être piégée autour des gaines des plenums inférieurs. Par conséquent, l'énergie thermique autour des gaines de plenums inférieure est plus grande, ce qui favorise la fusion des gaines de plenums inférieurs.

Par exemple, le diamètre extérieur des aiguilles au niveau des plenums inférieurs peut être réduit de 10% à 40% par rapport à celui défini dans la zone fissile des aiguilles. Dans une variante de réalisation, toutes les aiguilles ou seulement une partie d'entre elles ne comporte(nt) pas de plenum inférieur.

Dans le cas ou l'on n'a ni plenum inférieur et ni d'autre structure, comme la protection neutronique inférieure et la couverture axiale inférieure, la quantité de matière à fondre et pouvant faire obstacle à l'avancée du corium devient nulle. On peut avantageusement réaliser des aiguilles dont les gaines sont formées de plusieurs matériaux. Par exemple, on choisit un premier matériau pour les gaines des aiguilles dans les parties fissile et supérieures, et un second matériau pour le partie inférieure couvrant l'extrémité inférieure de l'aiguille, par exemple formant le plenum inférieur. Le fait d'avoir un matériau à l'extrémité inférieure des aiguilles dont la fusion intervient à plus basse température que la partie supérieure de l'aiguille n'est pas gênant en fonctionnement normal, puisque ce matériau est positionné dans une région froide, ce qui lui assure une marge à la fusion importante en fonctionnement normal.

Par ailleurs, le détachement favorisé des plenums inférieurs permet de décrocher simultanément la grille de maintien (non représentée) dans laquelle sont montés les plenums inférieurs d'un faisceau d'aiguille juste sous le bas de la zone fissile 10. Le détachement de cette structure libère la section de passage du boîtier, facilitant la propagation du corium vers le bas. De plus, la géométrie cylindrique des plenums inférieurs favorise encore leur fusion ou leur fragilisation thermique.

Lors de la fusion/effondrement de la première rangée de pastilles en bas de la zone fissile 10, du corium peut pénétrer à l'intérieur de ces tubes, et donc les faire fondre plus rapidement ou bien les fragiliser thermiquement. De manière avantageuse, on prévoit entre les assemblages A, plus particulièrement entre les boîtiers 2 des entretoises 34 représentées sur la figure 4, destinés à maintenir ouverts les canaux inter-assemblages, ceci, quelles que soit les conditions de fonctionnement. Grâce aux entretoises 34, la descente du corium est encore favorisée. En effet, les canaux inter-assemblages 20 permettent la circulation du caloporteur via les canaux d'échappement 18, lorsqu'ils sont ouverts en situation d'accident, ce qui favorise la descente du corium. De préférence, les entretoises 34 sont disposées au niveau des zones fissiles 10 des assemblages A, là ou le gonflement radial du boîtier est le plus important. Ces entretoises empêchent ou, pour le moins réduisent, les risques de fermetures des canaux inter-assemblages. La forme et les dimensions des entretoises 34 sont choisies en fonction du débit de caloporteur souhaité. Il est à noter que ces entretoises 34 ne perturbent pas le fonctionnement normal du réacteur, puisque dans ce fonctionnement, le caloporteur est non circulant entre les assemblages.

De manière avantageuse également, et comme on peut le voir sur la figure 4, on peut prévoir de tronquer les sommets extérieurs 36 des boîtiers 2 de sorte à assurer la présence d'un canal inter-assemblages même en cas de gonflement radial. En effet, si les trois boîtiers 2 définissant un canal sont en contact deux à deux par leurs faces extérieures, un canal inter-assemblages résiduel subsiste. De manière encore plus avantageuse et comme cela est représenté, des rainures en creux sont réalisées dans les angles sur toute la longueur de la zone fissile des boîtiers, ce qui délimite un canal de section plus importante. On peut bien entendu mettre des entretoises et/ou tronquer les angles des boîtiers.

Les caractéristiques des aiguilles selon l'invention décrites ci-dessus peuvent concerner toutes les aiguilles du faisceau de l'assemblage ou seulement une partie d'entre elles. Par conséquent, les aiguilles d'un même assemblage ne sont pas nécessairement identiques par leur forme et leur composition. De manière avantageuse, l'assemblage selon la présente invention peut également comporter un récupérateur de corium individuel situé à l'intérieur du boîtier à une extrémité inférieure de l'assemblage ou en dessous de celui-ci. En considérant le réacteur selon la présente invention, celui-ci comporte une pluralité de récupérateurs chacun associé à un assemblage, chaque récupérateur étant alors destiné à récupérer le corium de l'assemblage auquel il est associé.

Le récupérateur, également appelé cendrier, est en forme de jarre et est destiné à récupérer tout ou partie du corium issu de la dégradation interne de l'assemblage.

Sur la figure 5, on peut un voir un exemple de réalisation d'un assemblage muni d'un récupérateur 38 de corium, intégré à l'intérieur de l'assemblage. Dans cet exemple de réalisation, le récupérateur 38 est logé dans le boîtier 2 entre le pied d'assemblage 7 muni des fenêtres 31 d'alimentation en caloporteur et la zone munie des conduits d'échappement 18. Le boîtier 2 comporte un logement 40 situé entre la protection neutronique inférieure et l'extrémité d'arrivée du caloporteur. Le récupérateur 38 est fixé, dans le logement 40, par exemple au moyen de pattes de fixation (non représentées), dont la disposition et la forme minimisent leur action sur l'écoulement du caloporteur.

Le récupérateur 38 a la forme d'une jarre dont la forme de la section correspond sensiblement à la section du boîtier, i.e. hexagonale ou circulaire. La jarre comporte donc un fond 42, une paroi latérale 44 et une extrémité supérieure 46 par laquelle le corium va pénétrer dans la jarre. La section de passage 47 entre la paroi 44 du récupérateur et la paroi du logement 40 du boîtier 2 est avantageusement dimensionnée de telle sorte qu'elle correspond à celle en amont et en aval du logement 40, afin de limiter les perturbations sur le fonctionnement normal du réacteur.

De manière avantageuse le fond 42 de la jarre présente un profil évasé, ainsi que la partie du logement 40 correspondante afin de limiter les pertes de charge.

De manière également avantageuse, la connexion 48 entre le logement 40 et la zone munie des conduits comporte des parois latérales inclinées en direction de l'axe X, réduisant les pertes de charge et canalisant le caloporteur en sortie du logement 40. La hauteur du récupérateur 38 et donc son volume sont choisis en fonction de la quantité de corium pouvant se former lors de la dégradation de l'assemblage, et l'épaisseur du récupérateur 38 est déterminée pour retenir cette masse de corium. La quantité de corium que peut contenir le récupérateur dépend des aspects neutroniques, afin de s'assurer que pour chacun des scénarios d'accident prévus, la masse de corium contenue dans le récupérateur ne puisse devenir critique. 20 En outre, il est avantageusement prévu de favoriser le refroidissement du corium après l'accident. Pour cela, on prévoit par exemple des ailettes (non représentées) sur la surface extérieure du récupérateur 38, ce qui augmente les échanges 25 thermiques avec le caloporteur. De manière également avantageuse, on utilise, pour réaliser le récupérateur 38, un matériau offrant une certaine porosité permettant la circulation de vapeur de caloporteur de l'extérieur vers 30 l'intérieur du boîtier. Cette porosité, cependant, est telle qu'elle n'altère pas le confinement du corium. 15 De manière préférée, le récupérateur comporte un matériau neutrophage 50, ce qui permet de réduire, voire d'éviter les risques de criticité. Par exemple, ce matériau peut être disposé dans le fond du récupérateur comme cela est représenté sur la figure 5, par exemple sous forme de billes ou de poudre. De manière avantageuse, le récupérateur contenant un matériau neutrophage 50 peut comporter un couvercle 52 obturant l'entrée du récupérateur, comme représenté sur la figure 5. Ce couvercle 52 est fusible et ne va pas s'opposer à l'entrée du corium. Ce couvercle permet d'éviter des remontées de matériau neutrophage par un écoulement caloporteur vers l'assemblage, ce qui pourrait former des bouchons locaux entres les aiguilles, et conduire à une détérioration du refroidissement susceptibles de provoquer des fusions locales. On peut remplacer le couvercle par un élément de type filtre ou grille. Dans le cas des grilles, les trous de celles-ci sont choisis suffisamment petits devant le pas triangulaire des aiguilles. Ceci permet d'éviter, en cas d'entraînement, qu'un morceau de matériau neutrophage se coince dans le faisceau des aiguilles principalement, notamment dans la zone fissile et générer un défaut local de refroidissement qui pourrait conduire à un mécanisme de dégradation, i.e. formation de point chaud, rupture mécanique ou thermique de la gaine, Dans le cas d'obturation de l'ouverture du récupérateur par un couvercle 52, on prévoit de remplir le volume intérieur du récupérateur avec un gaz incondensable inerte, qui peut être identique à celui du ou des plenums des aiguilles, dont la pression est en accord avec la pression hydraulique du caloporteur à l'entrée du boîtier, ceci pour éviter une rupture intempestive du couvercle 52. En fonctionnement normal, la température du gaz est à la température du sodium froid à l'entrée de l'assemblage. Si l'on considère que la pression suit la loi des gaz parfaits (PV=nRT), la pression du gaz ne dépend plus que du nombre de moles « n » introduites dans le volume du récupérateur au moment de sa mise en oeuvre (soit une transformation à P/T = constante). La pression peut donc être déterminée simplement pour éviter une rupture intempestive en fonctionnement normal du réacteur sous l'effet de l'expansion du gaz par échauffement. On peut prévoir de réaliser le matériau neutrophage sous forme d'une gaine couvrant la face intérieure de la paroi du récupérateur. Cette gaine est recouverte d'une enveloppe en métal. Cette gaine et cette enveloppe forment par ailleurs une barrière qui retarde la fusion. Par ailleurs, cette gaine ne gène pas l'écoulement de débris de corium dans le récupérateur. On peut prévoir de disposer le matériau neutrophage sur toute la hauteur du récupérateur, par exemple sous la forme d'un barreau 53, comme cela est représenté sur la figure 6. Le matériau est alors reçu dans une enveloppe cylindrique 55.

Ce mode de réalisation permet de ne pas fermer le récupérateur. Cette réalisation présente l'avantage de répartir le matériau neutrophage de manière uniforme sur toute la hauteur du récupérateur. De manière avantageuse, on utilise le récupérateur pour effectuer un confinement du corium à l'intérieur du boîtier, ces variantes de réalisation sont représentées sur les figures 7A-7B et 8A-8B.

Sur les figures 7A et 7B, le récupérateur 38 forme avec l'extrémité inférieure du logement 40 par laquelle arrive le caloporteur, un clapet. Le récupérateur forme l'obturateur et l'extrémité inférieure du logement 40 forme le siège de clapet.

Un moyen élastique 54, type ressort, est prévu entre le fond du pied d'assemblage 16 et le fond du récupérateur 38 exerçant un effort vers le haut sur le récupérateur 38. Lorsque le récupérateur 38 avec le matériau neutrophage 50 ne contient pas de corium, celui-ci est maintenu en position haute, par le ressort 54, écarté de l'extrémité inférieure du logement 40. En fonctionnement normal (figure 7A), le récupérateur 38 est maintenu en position haute, le passage entre le boîtier 2 et le récupérateur 38 est ouvert. En situation d'accident et de dégradation de l'assemblage (figure 7B), le corium C s'écoule dans le récupérateur 38, le poids de corium C s'oppose à la charge du ressort 54, au-delà d'une certaine quantité de corium, le récupérateur 38 descend, son fond 42 vient en contact avec l'extrémité inférieure du logement 40, fermant le logement 40 vis-à-vis de l'arrivée du caloporteur. Le corium C est donc confiné dans le logement 40, ce qui permet de préserver les parties du coeur encore intactes. En outre, cette obturation est relativement étanche, ce qui favorise le relâchement des produits de fission dans la zone inter-assemblages 20 par les canaux 18, permettant une détection plus rapide de l'accident, comme expliqué précédemment. Sur les figures 8A et 8B, le récupérateur est en fonctionnement normal, maintenu en position haute par des pattes 56 connectant la partie supérieure du récupérateur à la partie supérieure du logement 40.

Ces pattes sont destinées à se rompre, sous l'effet conjugué du poids du corium dans le récupérateur et de leur fusion au contact du corium. Les pattes peuvent être dans un matériau à bas point de fusion ou bien dans un alliage qui présente des points eutectique ou péritectique pour faciliter la rupture en présence de corium. Le fonctionnement de cette variante est similaire à celui de l'exemple de réalisation des figures 8A et 8B, il ne sera donc pas décrit en détail.

Sur la figure 9, on peut voir un autre exemple de réalisation d'un ensemble composé d'un assemblage et d'un récupérateur, dans lesquels le récupérateur est disposé à l'extérieur du boîtier en dessous de celui-ci, plus particulièrement en dessous de l'alimentation en caloporteur, et solidaire de l'assemblage.

Sur la figure 9, le récupérateur 38 est fixé en dessous du boîtier 2, en dessous des fenêtres d'alimentation 31 en caloporteur de l'assemblage, i.e. en dessous du sommier 17. Le récupérateur 38 forme un prolongement vers le bas du pied de l'assemblage 16. Cette disposition du récupérateur en dehors du boîtier 2 de l'assemblage présente l'avantage de ne pas provoquer de perte de charge au sein du boîtier 2. En outre, le récupérateur 38 est constamment baigné dans le caloporteur « froid » CF, le refroidissement du corium après l'accident est donc favorisé. Le récupérateur peut contenir un matériau neutrophage 50 comme dans les exemples précédents, les caractéristiques portant sur ce matériau, et sur sa configuration dans le récupérateur 38 s'appliquent également pour ce récupérateur. Sur la figure 10, on peut voir un autre exemple de réalisation, dans lequel le récupérateur 38' est disposé en dessous du pied de l'assemblage 16, cependant il n'est pas solidarisé avec celui-ci, mais est supporté par un deuxième sommier 58 disposé en dessous du sommier support 17 des assemblages. Par exemple, le deuxième sommier 58 supporte les récupérateurs 38' de tous les assemblages.

Dans l'exemple représenté, l'extrémité longitudinale inférieure du pied de l'assemblage 16 est fermée par une plaque 60, le caloporteur rentrant par les fenêtres latérales 31. On prévoit que cette plaque 60 soit fusible, afin qu'elle ne gène pas l'écoulement du corium dans le récupérateur 38'. La plaque 60 peut être avantageusement de forme concave pour pouvoir contenir les débris de corium et ainsi favoriser sa fusion. Comme précédemment, le récupérateur 38' baigne en permanence dans le caloporteur « froid » CF, ce qui est favorable au refroidissement du corium après l'accident. Dans cet exemple de réalisation, le diamètre du récupérateur n'est pas limité par le diamètre du pied de l'assemblage, il peut alors avoir un diamètre plus grand, rendant plus sûre la collecte du corium. Avantageusement, on peut prévoir de disposer le matériau neutrophage 50, par exemple sous la forme d'un barreau sur la plaque obturatrice 60 du pied de l'assemblage 16, à l'intérieur de celui-ci. Le barreau tombe alors dans le récupérateur avec le corium, lorsque la plaque 60 se détache du pied d'assemblage 16. Ceci permet de pouvoir s'assurer plus facilement de l'efficacité du matériau neutrophage pendant toute la durée de vie du réacteur. Dans ce cas, le récupérateur est fixé au deuxième sommier et reste en position sous le coeur durant toute la vie du réacteur, entre 40 ans et 60 ans.

Si le matériau neutrophage est solidaire du récupérateur, il est nécessaire de vérifier que ses propriétés neutrophages ne sont pas altérées dans le temps soit sous l'effet du vieillissement soit sous l'effet de l'irradiation ambiante dans le coeur. Alors que, dans le cas où le matériau est solidaire de l'assemblage, puisque l'assemblage est manipulé plusieurs fois pendant la vie du réacteur (retiré, changé, déplacé dans le coeur), il est plus aisé d'évaluer l'efficacité du matériau neutrophage. L'assemblage de la figure 9 présente également cet avantage, puisque, le matériau étant fixé en prolongement de l'assemblage, il peut être vérifié lors de la manipulation de l'assemblage. La présente invention porte également sur un réacteur comportant au moins un assemblage selon la présente invention, avantageusement plusieurs disposés les uns à côté des autres, et supportés par le sommier 17. Il est bien entendu que les assemblages ne sont pas nécessairement identiques. Ils peuvent notamment être de structure différente et de composition différente, par exemple en termes de nombre et de type d'aiguille. L'efficacité de la structure des assemblages selon la présente invention à mitiger un incident dans un assemblage afin d'éviter sa propagation aux autres assemblages a été modélisée et démontrée grâce au logiciel de calcul SIMMER III avec étude de sensibilité, ce logiciel est notamment un logiciel validé et reconnu par les autorités de sûreté nucléaire japonaises. Cette modélisation a permis de monter la très grande efficacité de la présente invention dans la mitigation des accidents en favorisant la descente du corium. Nous allons maintenant expliquer le fonctionnement d'un assemblage selon la présente invention en considérant les figures 1 et 3.

La figure 3 représente trois assemblages dans un état d'accident.

L'assemblage A représenté sur la figure 1 est dans un état de fonctionnement normal. Les aiguilles 11 sont intactes, le caloporteur circule du bas vers le haut à travers l'assemblage A à l'intérieur du boîtier 2 et évacue la chaleur émise par les aiguilles 11. Lorsqu'il survient un incident (figure 3), par exemple une surchauffe au niveau des aiguilles 11, la circulation du caloporteur n'est pas capable d'évacuer cette chaleur en excès. La partie des gaines située au niveau de la zone fissile 10 des aiguilles 11 commence à fondre, ainsi que les pastilles. Cette fusion génère un corium C qui est emporté vers le haut par interaction entre le corium très chaud et le caloporteur froid. Or, la protection neutronique supérieure 22.1 des aiguilles 22 présente une certaine inertie thermique et provoque le gel du corium. Il y a alors formation d'un bouchon supérieur 62 au niveau des protections neutroniques supérieures 22.1. La présence de ce bouchon 62 empêche le caloporteur de ressortir de l'assemblage A vers le haut. De plus, les pompes primaires continuent de fonctionner, la pression en caloporteur dans la partie inférieure de l'assemblage augmente. Lorsque cette pression dépasse un seuil donné, les canaux 18 s'ouvrent. Le caloporteur s'écoule alors de l'intérieur de l'assemblage vers la zone inter-assemblages 20. La circulation de caloporteur est rétablie, le caloporteur emporte avec lui des produits de fission qui seront détectés par les dispositifs de détection neutronique différée. Cette circulation assure également un refroidissement des surfaces extérieures des boîtiers 2.

La pression de caloporteur dans la partie inférieure de l'assemblage A chute, facilitant la descente du corium C, le corium n'est plus entraîné vers le haut de l'assemblage. Dans l'exemple représenté, lors de sa descente, le corium C entre en contact avec le plenum inférieur 24 fusible, sa fusion est donc favorisée. Le corium poursuit sa descente, aucun élément ne freine sa descente, i.e. aucun élément ne provoque un « gel » de celui-ci pouvant provoquer un bouchon inférieur.

Le corium C atteint la partie inférieure de l'assemblage A. Dans le cas où celui-ci comporte un récupérateur de corium 38 ou 38' comme représenté sur les figures 5, 7A à 10, le corium remplit le récupérateur. Dans les exemples de réalisation des figures 7A à 8B, le récupérateur 38 rempli de corium descend et isole le corium dans le boîtier 2. La présence d'un matériau neutrophage permet d'éviter tout risque de criticité. Le corium a donc été éloigné des zones fissiles des assemblages adjacents, la propagation radiale de l'incident a été évitée grâce à la présente invention. Grâce à un mode de réalisation particulièrement avantageux de l'invention, le fait d'intégrer individuellement des récupérateurs de corium en cuve associé à chacun des assemblages du coeur, au lieu d'un récupérateur commun à tous les assemblages du coeur, permet d'individualiser la récupération du corium. On réalise donc une division de la masse critique. En outre, en mettant chacune de ces parties du corium récupérées individuellement en présence d'un matériau neutrophage, les risques de criticité sont encore écartés par un mécanisme de dilution et de mélange de la matière fissile avec le neutrophage et/ou d'absorption des neutrons, qui s'ajoute au mécanisme de division de la masse critique. En effet, il a été déterminé que les risques de criticité existaient pour certains réacteurs si l'on concentrait la masse fissile équivalente à environ sept assemblages. Cet ordre de grandeur dépend de l'enrichissement du combustible fissile et de la masse de combustible fissile contenue dans un assemblage donné du coeur. En appliquant les assemblages munis de récupérateurs individuels selon la présente invention à ces réacteurs particuliers, la masse fissile d'un récupérateur est sept fois moins important que la masse critique. Grâce à l'invention, on obtient une structure d'assemblage et une structure de coeur de réacteur permettant de mitiger un accident au sein d'un ou plusieurs assemblages, pour éviter sa propagation radiale à l'ensemble du coeur et donc la problématique liée aux excursions de puissance secondaires. L'assemblage selon la présente invention est particulièrement adapté à la réalisation des

Claims (31)

1. REVENDICATIONS1. Assemblage de combustible nucléaire comportant : - un boîtier (2) délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale (10), dite zone fissile dans laquelle est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire (11), une partie supérieure (14) et une partie inférieure (12), - une extrémité inférieure (6) comportant une entrée d'alimentation en caloporteur (31), - une extrémité supérieure (8) comportant une sortie d'évacuation du caloporteur, - les aiguilles du faisceau d'aiguilles 15 comportant un plenum supérieur et/ou un plenum inférieur, caractérisé en ce que l'assemblage comporte également : - des moyens (18) de mise en communication 20 de la partie inférieure (12) de l'espace intérieur du boîtier (2) avec la zone entourant l'assemblage (20), dite zone inter-assemblages à travers la paroi du boîtier (2), et - des moyens de protection neutronique 25 supérieure disposés à l'intérieur du boîtier, dits moyens de protection neutronique supérieure internes (22.1, 22.2).
2. 2. Assemblage de combustible nucléaire 30 selon la revendication 1, dans lequel au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de matériau fertile au niveau de son extrémité inférieure.
3. 3. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l'extrémité inférieure d'au moins une des aiguilles (11) présente un diamètre réduit par rapport au diamètre extérieur des autres parties de ladite aiguille.
4. 4. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 3, dans lequel au moins l'extrémité inférieure d'au moins une aiguille (11) est réalisée en métal à bas point de fusion inférieure à la température du corium ou dans un alliage métallique dont le diagramme de phases présente des points eutectiques ou péritectiques à une température équivalente inférieure à la température du corium.
5. 5. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications précédente, dans lequel au moins l'une des aiguilles comporte uniquement un plenum supérieur.
6. 6. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications précédentes, dans lequel au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de protection neutronique inférieure.
7. 7. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication précédente, dans lequel toutes les aiguilles ne comportent pas de protection neutronique inférieure, et dans lequel la protection neutronique inférieure est intégrée au boîtier.
8. 8. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication précédente, dans lequel la partie inférieure du boîtier (2) comporte un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile (10) et est entourée par une paroi (12.1) du boîtier (2) plus épaisse que celle entourant la zone fissile (10), formant ainsi une protection neutronique inférieure (PNI) .
9. 9. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 1 à 8, dans lequel les moyens (18) de mise en communication de la partie inférieure (12) de l'espace intérieur du boîtier avec la zone inter-assemblages (20) comportent des canaux traversant la paroi du boîtier entourant la partie inférieure et des moyens d'obturation des canaux en dessous d'un seuil de pression donné dans la partie inférieure.
10. 10. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 9, dans lequel les moyens d'obturation sont formés par des disques de rupture, des soupapes ou des clapets.
11. 11. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 10, dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes sont formé par la partie supérieure du boîtier (2) comportant un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile (10) et étant entourée par une paroi (14.1) du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile.
12. 12. Assemblage de combustible nucléaire, selon l'une des revendications 1 à 11 dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes (22.1) sont intégrés dans les aiguilles et forment l'extrémité supérieure des aiguilles (11).
13. 13. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 12, dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes (22.2) sont disposés au dessus des aiguilles (11) alignés avec ceux-ci.
14. 14. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 13, dans lequel un matériau fertile (28) est solidaire des moyens de protection neutronique supérieure internes (22.2) et est disposé entre chaque aiguille (11) et les moyens de protection neutronique internes (22.2) associées.
15. 15. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, dans lequel le boîtier (2) comporte sur sa face extérieure des saillies (34) destinées à venir en contact des faces des autres boîtiers (2) l'entourant pour former des entretoises.
16. 16. Assemblage selon la revendication précédente, dans lequel lesdites saillies (34) sont disposées sensiblement au niveau de la zone fissile (10).
17. 17. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, dans lequel le boîtier (2) présente une section polygonale, les sommets 25 30extérieures étant tronqués et/ou munis d'une rainure s'étendant sur au moins une partie de la hauteur du boîtier (2).
18. 18. Ensemble d'un assemblage selon l'une des revendications précédentes et d'un récupérateur de corium (38, 38') .
19. 19. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel le récupérateur de corium (38, 38') a la forme d'une jarre destinée à collecter le corium s'écoulant de l'intérieur du boîtier (2).
20. 20. Ensemble selon la revendication 18 ou 19, dans lequel le récupérateur de corium (38) est reçu dans un logement (40) du boîtier (2) entre l'alimentation en caloporteur (31) et la zone fissile (10).
21. 21. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel la section de passage entre la face intérieure du logement (40) du récupérateur (38) et la face extérieure du récupérateur (38) est sensiblement égale à la section de passage de l'entrée d'alimentation (31) de l'assemblage en caloporteur.
22. 22. Ensemble selon la revendication 20 ou 21, dans lequel le récupérateur (38) est apte à passer d'une position haute dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation (31) à la sortie d'alimentation estouvert, à une position basse dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation (31) à la sortie d'alimentation est fermé.
23. 23. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel le récupérateur de corium (38) est maintenu en position haute par un moyen élastique (54). 10
24. 24. Ensemble selon la revendication 22, dans lequel le récupérateur de corium (38) est maintenu en position haute par des pattes de maintien fusibles (56).
25. 25. Ensemble selon la revendication 18 ou 19, dans lequel ledit récupérateur de corium (38) est disposé en dessous du boîtier (2).
26. 26. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel ledit récupérateur de corium (38) est solidaire de l'assemblage.
27. 27. Ensemble selon la revendication 25, 25 dans lequel le récupérateur de corium est supporté par un sommier (58) situé en dessous d'un sommier (17) supportant l'assemblage.
28. 28. Ensemble selon l'une des revendications 30 18 à 27, dans lequel le récupérateur de corium (38, 38') comporte un matériau neutrophage (50). 15 20
29. 29. Réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblage, dont au moins un est selon l'une des revendications 1 à 17, disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages (20), et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages.
30. 30. Réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblages, dont au moins un ensemble selon l'une des revendications 18 à 28 disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages (20), et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages.
31. 31. Réacteur nucléaire selon la revendication 29 ou 30, étant du type à caloporteur sodium liquide.