FR3053827A1 - FAST NEUTRON INTEGRATED NUCLEAR REACTOR COMPRISING A PASSIVE LOCKING DEVICE OF THE HYDRAULIC PATH - Google Patents

Abstract

L'objet principal de l'invention est un réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides, comportant : une cuve principale (13) comportant le cœur (11) et un circuit primaire intégré, comportant une pompe primaire (19), un échangeur de chaleur intermédiaire (16) et un échangeur de chaleur d'évacuation de puissance résiduelle (25), un redan (15), séparant le volume de fluide caloporteur en collecteurs chaud (12) et froid (14), caractérisé en ce que le cœur (11) comporte au moins un dispositif de verrouillage (40) passif du chemin hydraulique, emboîté dans le sommier (30), comprenant un tube (41) de communication fluidique entre les collecteurs froid (14) et chaud (12), et une ou plusieurs buses d'injection, internes au tube (41) et situées au moins partiellement dans la portion du tube (41) emboîtée dans le sommier (30) en étant orientées vers le collecteur chaud (12).The main object of the invention is a nuclear reactor (R) integrated with fast neutrons, comprising: a main tank (13) comprising the core (11) and an integrated primary circuit, comprising a primary pump (19), a heat exchanger intermediate heat exchanger (16) and a residual heat dissipation heat exchanger (25), a redan (15), separating the heat transfer fluid volume into hot (12) and cold (14) collectors, characterized in that the core (11) comprises at least one passive locking device (40) of the hydraulic path, fitted into the bed (30), comprising a tube (41) for fluid communication between the cold (14) and hot (12) collectors, and one or more injection nozzles, internal to the tube (41) and located at least partially in the portion of the tube (41) nested in the bed base (30) being oriented towards the hot collector (12).

Description

Titulaire(s) : COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES Etablissement public.Holder (s): COMMISSIONER FOR ATOMIC ENERGY AND ALTERNATIVE ENERGIES Public establishment.

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Mandataire(s) : BREVALEX Société à responsabilité limitée.Agent (s): BREVALEX Limited liability company.

REACTEUR NUCLEAIRE INTEGRE A NEUTRONS RAPIDES COMPORTANT UN DISPOSITIF DE VERROUILLAGE PASSIF DU CHEMIN HYDRAULIQUE.INTEGRATED FAST NEUTRAL NUCLEAR REACTOR COMPRISING A PASSIVE LOCKING DEVICE OF THE HYDRAULIC PATH.

FR 3 053 827 - A1 (5J) L'objet principal de l'invention est un réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides, comportant: une cuve principale (13) comportant le coeur (11) et un circuit primaire intégré, comportant une pompe primaire (19), un échangeur de chaleur intermédiaire (16) et un échangeur de chaleur d'évacuation de puissance résiduelle (25), un redan (15), séparant le volume de fluide caloporteur en collecteurs chaud (12) et froid (14), caractérisé en ce que le coeur (11) comporte au moins un dispositif de verrouillage (40) passif du chemin hydraulique, emboîté dans le sommier (30), comprenant un tube (41) de communication fluidique entre les collecteurs froid (14) et chaud (12), et une ou plusieurs buses d'injection, internes au tube (41) et situées au moins partiellement dans la portion du tube (41) emboîtée dans le sommier (30) en étant orientées vers le collecteur chaud (12).FR 3 053 827 - A1 (5J) The main object of the invention is a nuclear reactor (R) integrated with fast neutrons, comprising: a main vessel (13) comprising the core (11) and an integrated primary circuit, comprising a primary pump (19), an intermediate heat exchanger (16) and a residual power discharge heat exchanger (25), a step (15), separating the volume of heat transfer fluid into hot (12) and cold manifolds (14), characterized in that the core (11) comprises at least one passive locking device (40) for the hydraulic path, fitted into the bed base (30), comprising a tube (41) for fluid communication between the cold manifolds ( 14) and hot (12), and one or more injection nozzles, internal to the tube (41) and located at least partially in the portion of the tube (41) fitted into the bed base (30) while being oriented towards the hot manifold (12).

RÉACTEUR NUCLÉAIRE INTÉGRÉ À NEUTRONS RAPIDES COMPORTANT UN DISPOSITIF DE VERROUILLAGE PASSIF DU CHEMIN HYDRAULIQUEINTEGRATED FAST NEUTRAL NUCLEAR REACTOR COMPRISING A PASSIVE LOCKING DEVICE OF THE HYDRAULIC PATH

DESCRIPTIONDESCRIPTION

DOMAINE TECHNIQUETECHNICAL AREA

La présente invention se rapporte au domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides (RNR), et notamment à ceux du type intégré. De tels réacteurs peuvent être refroidis par un fluide caloporteur, typiquement sous la forme d'un métal liquide, et tout particulièrement par du sodium. On parle ainsi de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na), ou encore de réacteur de type SFR pour « Sodium Fast Reactor » en anglais. Ce type de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium fait partie de la famille des réacteurs nucléaires dits de quatrième génération.The present invention relates to the field of fast neutron nuclear reactors (RNR), and in particular to those of the integrated type. Such reactors can be cooled by a heat transfer fluid, typically in the form of a liquid metal, and very particularly with sodium. We thus speak of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant (RNR-Na), or of an SFR type reactor for “Sodium Fast Reactor” in English. This type of fast neutron nuclear reactor with sodium coolant belongs to the family of so-called fourth generation nuclear reactors.

L'invention propose ainsi un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique, ainsi qu'un procédé de fonctionnement d'un tel réacteur.The invention thus proposes an integrated fast neutron nuclear reactor comprising a passive locking device for the hydraulic path, as well as a method of operating such a reactor.

ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEUREPRIOR STATE OF THE ART

Le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires à neutrons rapides est connu depuis maintenant plusieurs années. Ainsi, un réacteur nucléaire à neutrons rapides est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides (dont l'énergie cinétique est supérieure à 0,907 MeV), par opposition aux neutrons thermiques (dont l'énergie cinétique est inférieure à 0,025 eV). Aussi, contrairement aux réacteurs nucléaires classiques, le cœur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides n'est pas modéré (pas de ralentissement ou thermalisation des neutrons).The operating principle of fast neutron nuclear reactors has been known for several years now. Thus, a fast neutron nuclear reactor is a nuclear reactor that uses fast neutrons (whose kinetic energy is greater than 0.907 MeV), as opposed to thermal neutrons (whose kinetic energy is less than 0.025 eV). Also, unlike conventional nuclear reactors, the core of a fast neutron nuclear reactor is not moderate (no slowdown or thermalization of neutrons).

Par ailleurs, bien que d'autres technologies aient été étudiées, la grande majorité des réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilise du sodium liquide comme fluide de refroidissement, celui-ci présentant notamment une température d'ébullition élevée.Furthermore, although other technologies have been studied, the vast majority of fast neutron nuclear reactors use liquid sodium as a cooling fluid, the latter notably having a high boiling temperature.

Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur, avec au-dessus du cœur un bouchon de contrôle du cœur. Le cœur est généralement constitué d'un nombre important d'assemblages combustibles entourés d'assemblages fertiles, de stockage interne ou jouant le rôle de protection neutronique. L'extraction de la chaleur s'effectue en faisant circuler le sodium dans le cœur au moyen de systèmes de pompage. Cette chaleur est transférée à un circuit intermédiaire, via un ou plusieurs échangeurs intermédiaires (El), avant d'être utilisée pour produire de la vapeur d'eau dans un générateur de vapeur (GV). Cette vapeur est ensuite turbinée pour la transformer en énergie mécanique, qui sera à son tour transformée en énergie électrique.Sodium-cooled nuclear reactors usually have a vessel in which the heart is located, with a heart control plug above the heart. The core is generally made up of a large number of fuel assemblies surrounded by fertile assemblies, internal storage or playing the role of neutron protection. Heat is extracted by circulating sodium through the heart using pumping systems. This heat is transferred to an intermediate circuit, via one or more intermediate exchangers (El), before being used to produce steam in a steam generator (GV). This vapor is then turbinated to transform it into mechanical energy, which will in turn be transformed into electrical energy.

Le circuit intermédiaire comporte du sodium. En raison des réactions violentes entre le sodium et l'eau-vapeur pouvant se produire en cas d'une éventuelle rupture d'un tube du générateur de vapeur, ce circuit a pour but d'isoler le sodium primaire (dans la cuve) de l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur. Cette architecture met en évidence deux circuits en sodium : l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le cœur et un échangeur de chaleur intermédiaire, l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l'échangeur intermédiaire vers le générateur de vapeur.The intermediate circuit includes sodium. Due to the violent reactions between sodium and water-vapor which can occur in the event of a possible rupture of a tube of the steam generator, this circuit aims to isolate the primary sodium (in the tank) from the water vapor contained in the steam generator. This architecture highlights two sodium circuits: one called primary responsible for transferring heat between the core and an intermediate heat exchanger, the other said secondary responsible for transferring heat from the intermediate exchanger to the steam generator .

Tous les réacteurs à sodium présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est fermée par une dalle de fermeture afin que le sodium primaire ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants (échangeurs, pompes, tuyaux, etc...) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement par un dispositif de levage. Les dimensions des trous de passage dans cette dalle sont fonction de la taille et du nombre de composants. Plus les trous sont importants (en dimension et en nombre), plus le diamètre de la cuve sera important.All sodium reactors have common technical characteristics. The tank is closed by a closing slab so that the primary sodium is not in contact with the outside air. All the components (exchangers, pumps, pipes, etc.) pass through this slab vertically so that it can be dismantled by lifting them vertically by a lifting device. The dimensions of the through holes in this slab depend on the size and the number of components. The larger the holes (in size and number), the larger the diameter of the tank.

Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles. Ainsi, parmi les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, on distingue les réacteurs dits « intégrés » et les réacteurs dits « à boucles ». Il est à noter que la présente invention est préférentiellement concernée par les réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type intégré.The primary circuit can be arranged in two large families. Thus, among fast neutron nuclear reactors, a distinction is made between so-called “integrated” reactors and so-called “loop” reactors. It should be noted that the present invention is preferably concerned with fast-acting nuclear reactors of the integrated type.

Les réacteurs à boucles sont caractérisés par le fait que l'échangeur intermédiaire et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. La figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles ».Loop reactors are characterized in that the intermediate exchanger and the primary sodium pumping devices are located outside the tank. Figure 1 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant called "loop".

Dans le réacteur à boucles R de la figure 1, le sodium traverse le cœur 1 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 1, il débouche dans la zone 2 de la cuve 3 du réacteur R. Cette zone 2 est couramment appelée « collecteur chaud ». Par boucle, un tuyau 4 plonge dans le collecteur chaud 2 pour aspirer le sodium primaire et conduire ce sodium vers l'échangeur intermédiaire, non représenté sur la figure, où il cédera la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l'échangeur intermédiaire, le sodium primaire est repris par une pompe et est envoyé directement en entrée du cœur à l'aide du tuyau 5.In the loop reactor R of FIG. 1, the sodium passes through the core 1 to take away the calories produced. At the outlet of the core 1, it opens into the zone 2 of the vessel 3 of the reactor R. This zone 2 is commonly called “hot collector”. By loop, a pipe 4 plunges into the hot collector 2 to suck in the primary sodium and conduct this sodium to the intermediate exchanger, not shown in the figure, where it will transfer the heat to the secondary sodium. At the outlet of the intermediate exchanger, the primary sodium is taken up by a pump and is sent directly to the inlet of the core using pipe 5.

Le principal avantage de la conception à boucles est, pour une puissance donnée, d'obtenir une cuve de plus petit diamètre que celle d'un réacteur intégré, car elle contient moins de composants. La cuve est donc plus facilement fabricable et donc moins chère. Par contre, un concept à boucles présente l'inconvénient de faire sortir du sodium primaire de la cuve, ce qui d'un point de vue architecture du circuit primaire est plus compliqué et pose des problèmes de sûreté importants. Ainsi, les gains liés à la taille réduite et à la fabricabilité plus aisée de la cuve sont annulés par les surcoûts induits par l'ajout de dispositifs liés à la conception des boucles et de moyens spéciaux pour gérer les éventuelles fuites de sodium primaire.The main advantage of the loop design is, for a given power, to obtain a tank of smaller diameter than that of an integrated reactor, because it contains fewer components. The tank is therefore more easily manufactured and therefore less expensive. On the other hand, a loop concept has the drawback of removing primary sodium from the tank, which from an architecture point of view of the primary circuit is more complicated and poses significant safety problems. Thus, the gains linked to the reduced size and easier manufacture of the tank are canceled out by the additional costs induced by the addition of devices linked to the design of the loops and of special means for managing possible leaks of primary sodium.

Les réacteurs à concept intégré sont quant à eux caractérisés par le fait que les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés dans la cuve, ce qui permet d'éviter de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve et constitue donc un avantage important de cette famille de solution par rapport à la famille de solutions à boucles en terme de sûreté. La figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré ».Reactors with an integrated concept are characterized by the fact that the intermediate exchangers and the means for pumping primary sodium are located in the tank, which makes it possible to avoid bringing the primary circuit out of the tank and therefore constitutes an important advantage of this family of solutions compared to the family of loop solutions in terms of safety. Figure 2 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant called "integrated".

Dans le réacteur intégré de la figure 2, le sodium traverse le cœur 11 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 11, il débouche dans la zone 12 de la cuve 13 du réacteur fermée par la dalle de fermeture 24. Cette zone 12 est couramment appelée « collecteur chaud ». Ce collecteur chaud 12 est séparé d'une autre zone 14 appelée « collecteur froid » par une paroi 15 de forme générale cylindriquo-conique appelée « redan ». L'échangeur intermédiaire 16 composé d'un faisceau de tubes, non représenté sur la figure, traverse le redan 15. Le sodium primaire entre dans l'échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 17 d'entrée situées dans le collecteur chaud 12. En longeant les tubes, il cède sa chaleur au sodium secondaire et sort de l'échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 18 en partie basse de l'échangeur intermédiaire 16 situées dans le collecteur froid 14. Le sodium secondaire entre dans l'échangeur intermédiaire 16 par le tuyau 28 et en sort par le tuyau 29. Dans le collecteur froid 14, le sodium est repris par un dispositif de pompage 19 et est envoyé directement à l'entrée du cœur 11 via le sommier 30 qui sert à alimenter les assemblages. Le sommier 30 est une boîte sous pression dans laquelle s'emboîtent les assemblages combustibles, fertiles, de stockage interne ou jouant le rôle de protection neutronique. Le sommier 30 est supporté par la structure mécanique de support appelée platelage 31.In the integrated reactor of FIG. 2, the sodium passes through the core 11 to take away the calories produced. At the outlet of the core 11, it opens into the zone 12 of the vessel 13 of the reactor closed by the closing slab 24. This zone 12 is commonly called "hot collector". This hot collector 12 is separated from another zone 14 called “cold collector” by a wall 15 of generally cylindrical-conical shape called “redan”. The intermediate exchanger 16 composed of a bundle of tubes, not shown in the figure, passes through the step 15. The primary sodium enters the intermediate exchanger 16 through inlet windows 17 located in the hot manifold 12. Along the tubes, it gives up its heat to the secondary sodium and leaves the intermediate exchanger 16 through windows 18 in the lower part of the intermediate exchanger 16 located in the cold collector 14. The secondary sodium enters the intermediate exchanger 16 via the pipe 28 and leaves it via pipe 29. In the cold collector 14, the sodium is taken up by a pumping device 19 and is sent directly to the inlet of the heart 11 via the box spring 30 which is used to supply the assemblies. The box spring 30 is a pressurized box in which fit the combustible, fertile assemblies, of internal storage or playing the role of neutron protection. The bed base 30 is supported by the mechanical support structure called deck 31.

La circulation du sodium dans l'échangeur intermédiaire 16 s'effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. Pour des raisons de dimensionnement de l'échangeur intermédiaire 16 et d'encombrement géométrique, cette charge motrice de sodium entre les deux collecteurs est fixée à environ 2 m correspondant à la différence de niveau 20 du collecteur chaud 12 et du niveau 21 du collecteur froid 14. Pour des raisons d'efficacité maximale, il faut que les composants qui traversent le redan 15, l'échangeur intermédiaire 16 et les moyens de pompage, présentent le maximum d'étanchéité au niveau de ces traversées 22 et 23 pour éviter un by-pass de l'échangeur intermédiaire 16 par le sodium primaire.The circulation of sodium in the intermediate exchanger 16 takes place by gravity between the hot collector 12 and the cold collector 14. For reasons of dimensioning of the intermediate exchanger 16 and of geometrical bulk, this motive load of sodium between the two collectors is fixed at approximately 2 m corresponding to the difference in level 20 of the hot collector 12 and level 21 of the cold collector 14. For reasons of maximum efficiency, it is necessary that the components which pass through the step 15, the exchanger intermediate 16 and the pumping means have maximum sealing at these crossings 22 and 23 to avoid a bypass of the intermediate exchanger 16 by the primary sodium.

Le redan 15 est un composant essentiel de ce type de réacteurs. La partie conique située dans la partie inférieure du redan 15 est traversée par les gros composants (les échangeurs intermédiaires et les pompes). La partie cylindrique est une virole verticale située dans la partie haute du redan 15. Le redan 15 est une pièce généralement réalisée en mécano soudée, qui est difficile à concevoir pour les raisons suivantes : sa forme et sa taille, de l'ordre d'une quinzaine de mètres ; l'écart de pression (de l'ordre de deux mètres de colonne de sodium) qu'il subit entre les deux collecteurs ; des contraintes thermomécaniques dues aux différences de température entre les collecteurs chaud et froid (de l'ordre de 150 °C pour les réacteurs actuels); des contraintes d'étanchéité au niveau des traversées du redan 15 dans sa partie conique par les échangeurs intermédiaires et les systèmes de pompage. Le redan 15 doit être étanche, car il faut éviter un by-pass de l'échangeur intermédiaire 16, le système d'étanchéité devant permettre le démontage des composants en vue de leur maintenance. Toutefois, un faible by-pass au niveau des assemblages, conjugué aux fuites thermiques à travers le redan 15, conduit à la présence de fluide plus froid dans le fond du collecteur chaud 12, pouvant être entraîné le long des structures et induisant des contraintes thermomécaniques sur celles-ci par déstabilisation des filets fluides.The step 15 is an essential component of this type of reactor. The large conical part located in the lower part of the step 15 is crossed by the large components (the intermediate exchangers and the pumps). The cylindrical part is a vertical ferrule located in the upper part of the step 15. The step 15 is a part generally made of mechanically welded, which is difficult to design for the following reasons: its shape and its size, of the order of about fifteen meters; the pressure difference (of the order of two meters of sodium column) which it undergoes between the two collectors; thermomechanical constraints due to temperature differences between the hot and cold manifolds (of the order of 150 ° C for current reactors); sealing constraints at the crossings of the step 15 in its conical part by the intermediate exchangers and pumping systems. The step 15 must be sealed, because a bypass of the intermediate exchanger 16 must be avoided, the sealing system having to allow the components to be dismantled for maintenance. However, a weak by-pass at the level of the assemblies, combined with thermal leaks through the step 15, leads to the presence of cooler fluid in the bottom of the hot manifold 12, which can be entrained along the structures and inducing thermomechanical stresses on these by destabilization of the fluid threads.

De fait, une fois la conception d'un redan choisie, elle ne peut être modifiée aisément a posteriori. En outre, en dehors du fonctionnement normal, les concepteurs de réacteurs nucléaires de puissance doivent prendre en compte la situation d'arrêt du réacteur : tous les réacteurs doivent ainsi disposer de systèmes chargés d'évacuer la puissance résiduelle du cœur (EPuR). Cette puissance résiduelle provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque le réacteur était en puissance. Pour des raisons de sûreté et afin d'assurer une redondance la plus importante possible, ces circuits doivent être différents autant que possible du circuit normal d'évacuation de la puissance thermique lorsque le réacteur est en puissance, c'est-à-dire qu'ils ne doivent pas utiliser le générateur de vapeur. L'architecture générale des systèmes d'évacuation de puissance résiduelle doit en outre être compatible avec le fonctionnement normal du réacteur. Généralement, ces moyens d'évacuation de puissance résiduelle ne sont mis en action que lorsque le réacteur est à l'arrêt.In fact, once the design of a step is chosen, it cannot be easily modified a posteriori. In addition, apart from normal operation, the designers of nuclear power reactors must take into account the reactor shutdown situation: all reactors must therefore have systems responsible for removing the residual power from the core (EPuR). This residual power comes from the radioactive decay of the fission products that were created during nuclear reactions when the reactor was in power. For safety reasons and in order to ensure the greatest possible redundancy, these circuits must be as different as possible from the normal circuit for discharging thermal power when the reactor is in power, that is to say that '' they must not use the steam generator. The general architecture of the residual power evacuation systems must also be compatible with the normal operation of the reactor. Generally, these means for discharging residual power are only activated when the reactor is stopped.

Les moyens pour évacuer la puissance résiduelle, communs à la plupart des réalisations ou des projets, consistent en plusieurs échangeurs spécifiques dédiés à la fonction d'évacuation de la puissance résiduelle. Ces échangeurs 25 (voir sur la figure 2) sont verticaux et traversent la dalle de fermeture 24. De par leur mission, ces échangeurs 25 ont une taille plus petite que les échangeurs intermédiaires 16. Pour être efficace, notamment en cas de défaillance des moyens de pompage 19, le sodium primaire doit pouvoir circuler par convection naturelle entre le cœur 11 et les échangeurs 25 d'évacuation de la puissance résiduelle.The means for discharging residual power, common to most achievements or projects, consist of several specific exchangers dedicated to the function of discharging residual power. These exchangers 25 (see in FIG. 2) are vertical and pass through the closing slab 24. By virtue of their mission, these exchangers 25 are smaller than the intermediate exchangers 16. To be effective, in particular in the event of failure of the means pumping 19, the primary sodium must be able to circulate by natural convection between the core 11 and the exchangers 25 for evacuating the residual power.

D'une façon générale, la fiabilité et l'efficacité d'une convection naturelle passe par la définition d'un chemin hydraulique le plus simple possible qui peut être obtenu en respectant les recommandations suivantes : la source chaude (ici le cœur du réacteur nucléaire) doit être située en partie basse ; la source froide (ici l'échangeur dédié à l'évacuation de la puissance résiduelle) doit être située en partie haute ; le chemin hydraulique constituant la colonne chaude, située entre la sortie de la source chaude et l'entrée de la source froide, doit être le plus monotone possible (pas de variation altimétrique non monotone : le sodium chaud doit toujours être ascendant) ; le chemin hydraulique constituant la colonne froide, située entre la sortie de la source froide et l'entrée de la source chaude, doit être le plus monotone possible (pas de variation altimétrique non monotone : le sodium froid doit toujours être descendant) ; la colonne chaude et la colonne froide doivent être séparées pour éviter un mélange du caloporteur entre les deux colonnes.In general, the reliability and efficiency of natural convection requires the definition of the simplest possible hydraulic path which can be obtained by respecting the following recommendations: the hot spring (here the heart of the nuclear reactor ) must be located in the lower part; the cold source (here the exchanger dedicated to the evacuation of residual power) must be located in the upper part; the hydraulic path constituting the hot column, located between the outlet of the hot source and the inlet of the cold source, must be as monotonic as possible (no non-monotonic altimetric variation: the hot sodium must always be ascending); the hydraulic path constituting the cold column, located between the outlet of the cold source and the inlet of the hot source, must be as monotonic as possible (no non-monotonic altimetric variation: the cold sodium must always be descending); the hot column and the cold column must be separated to avoid mixing of the coolant between the two columns.

Dans un réacteur refroidi au sodium à conception intégrée, l'échangeur dédié à l'évacuation de puissance résiduelle est situé soit dans le collecteur chaud, soit dans le collecteur froid. Quel que soit son emplacement, le chemin hydraulique du sodium primaire passe par l'échangeur intermédiaire avec des variations altimétriques sur les colonnes chaude et/ou froide dégradant ainsi les performances hydrauliques de la convection naturelle. Ainsi, sur la figure 2, l'échangeur 25 d'évacuation de la puissance résiduelle est situé dans le collecteur chaud 12. Le chemin hydraulique est constitué de la colonne chaude 26 et de la colonne froide 27. La colonne chaude 26 est régulièrement montante, la variation altimétrique est monotone. Par contre, la colonne froide Y1 comporte une variation altimétrique non monotone. En effet, le sodium à la sortie de l'échangeur 25 doit remonter vers les fenêtres d'entrée 17 situées en partie supérieure du collecteur chaud avant d'entrer dans l'échangeur intermédiaire 16 pour rejoindre le cœur 11 après avoir traversé le système de pompage 19. Dans le collecteur chaud 12, la colonne chaude et la colonne froide ne sont pas physiquement séparées, ce qui ne correspond pas à un concept optimum vis-à-vis de la convection naturelle, puisque le sodium froid sortant de l'échangeur 25 peut se mélanger dans le collecteur chaud avec le sodium chaud entrant dans ce même échangeur.In a sodium-cooled reactor with integrated design, the exchanger dedicated to the evacuation of residual power is located either in the hot collector or in the cold collector. Whatever its location, the primary sodium hydraulic path passes through the intermediate exchanger with altimetric variations on the hot and / or cold columns thus degrading the hydraulic performance of natural convection. Thus, in FIG. 2, the exchanger 25 for discharging the residual power is located in the hot manifold 12. The hydraulic path consists of the hot column 26 and the cold column 27. The hot column 26 is regularly rising , the altimetric variation is monotonous. On the other hand, the cold column Y1 has a non-monotonic altimetric variation. Indeed, the sodium at the outlet of the exchanger 25 must rise to the inlet windows 17 located in the upper part of the hot collector before entering the intermediate exchanger 16 to reach the core 11 after having passed through the pumping 19. In the hot collector 12, the hot column and the cold column are not physically separated, which does not correspond to an optimum concept with respect to natural convection, since the cold sodium leaving the exchanger 25 can mix in the hot collector with the hot sodium entering this same exchanger.

Pour l'Homme de l'art, une amélioration possible serait de mettre les échangeurs dédiés à l'évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) entre le collecteur chaud et le collecteur froid en traversant le redan, comme c'est le cas pour les échangeurs intermédiaires. Ceci n'est pas réalisé car en fonctionnement normal, cela revient à constituer un by-pass des échangeurs intermédiaires par les échangeurs EPuR et à dégrader les performances du fonctionnement normal du réacteur. Il existe ainsi une contradiction technique intrinsèque au circuit d'évacuation de la chaleur, les solutions techniques optimisant le fonctionnement en situation normale dégradant le fonctionnement en situation d'évacuation de la puissance résiduelle, et inversement.For those skilled in the art, a possible improvement would be to put the exchangers dedicated to the evacuation of residual power (EPuR) between the hot collector and the cold collector by crossing the step, as is the case for the intermediate exchangers. This is not achieved because in normal operation, this amounts to constituting a bypass of the intermediate exchangers by the EPuR exchangers and degrading the performance of the normal operation of the reactor. There is thus an intrinsic technical contradiction in the heat dissipation circuit, the technical solutions optimizing the operation in normal situation degrading the operation in the evacuation of residual power situation, and vice versa.

Un dernier inconvénient des réacteurs à concept intégré est lié à la contrainte de placer à l'intérieur de celui-ci tous les composants nécessaire à son fonctionnement correct : ainsi, la cuve est de taille supérieure par rapport aux réacteurs à boucles et le redan est fortement encombré par la traversée des pompes et des échangeurs. Cela a pour conséquence de limiter les dimensions des dispositifs passifs qui pourraient être envisagé de rajouter au niveau du redan afin de favoriser le fonctionnement en convection naturelle lors d'une situation d'évacuation de la puissance résiduelle par les échangeurs.A final drawback of reactors with an integrated concept is linked to the constraint of placing inside it all the components necessary for its correct operation: thus, the vessel is larger in size compared to loop reactors and the step is heavily congested by the passage of pumps and exchangers. This has the consequence of limiting the dimensions of the passive devices which could be envisaged to be added at the step level in order to favor the operation in natural convection during a situation of evacuation of the residual power by the exchangers.

Une option radicalement différente serait de considérer un redan dit « stratifié », tel que décrit dans la demande de brevet français FR 2 938 691 Al, qui ne possède pas les inconvénients mentionnés ci-dessus. Mais il conduit à une modification structurelle importante de la conception du réacteur.A radically different option would be to consider a step called "laminate", as described in French patent application FR 2 938 691 A1, which does not have the drawbacks mentioned above. But it leads to a major structural change in the design of the reactor.

En conséquence, même si les réacteurs à conception intégrée présentent des avantages importants en termes de sûreté par rapport aux réacteurs à boucles, ils présentent intrinsèquement plusieurs inconvénients : une conception et une réalisation difficile du redan, généralement de forme cylindriquo-conique, jouant le rôle de paroi de séparation entre collecteur chaud et collecteur froid ; une compatibilité délicate entre le fonctionnement normal en convection forcée et le fonctionnement en mode évacuation de la puissance résiduelle lorsque les dispositifs de pompage sont défaillants.Consequently, even if reactors with integrated design have significant advantages in terms of safety compared to reactors with loops, they intrinsically have several disadvantages: a design and a difficult realization of the step, generally of cylindrical-conical shape, playing the role partition wall between hot collector and cold collector; delicate compatibility between normal operation in forced convection and operation in evacuation mode of residual power when the pumping devices fail.

EXPOSÉ DE L'INVENTIONSTATEMENT OF THE INVENTION

L'invention a ainsi pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés ci-dessus et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l'art antérieur.The object of the invention is therefore to at least partially remedy the needs mentioned above and the drawbacks relating to the embodiments of the prior art.

Plus précisément, l'invention a notamment pour but d'améliorer sensiblement la circulation en convection naturelle du caloporteur primaire en situation d'évacuation de la puissance résiduelle lorsque les dispositifs de pompage sont défaillants et cela sans modification du redan. De fait, la sûreté du réacteur peut en être accrue.More specifically, the object of the invention is in particular to appreciably improve the circulation in natural convection of the primary coolant in a situation of evacuation of residual power when the pumping devices fail and this without modification of the step. In fact, the safety of the reactor can be increased.

L'invention a ainsi pour objet, selon l'un de ses aspects, un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant :According to one of its aspects, the subject of the invention is therefore an integrated nuclear reactor with fast neutrons, cooled by a heat transfer fluid of liquid metal, comprising:

- une cuve principale, suspendue à une dalle de protection, comportant le volume de fluide caloporteur et le cœur du réacteur, le cœur comportant une pluralité d'assemblages de combustibles emboîtés dans le sommier supporté par le platelage,a main tank, suspended from a protective slab, comprising the volume of heat-transfer fluid and the reactor core, the core comprising a plurality of fuel assemblies fitted into the bed base supported by the decking,

- un circuit primaire intégré dans la cuve principale, comportant au moins une pompe primaire, au moins un échangeur de chaleur intermédiaire d'évacuation de la puissance produite par le cœur en fonctionnement normal et au moins un échangeur de chaleur d'évacuation de puissance résiduelle,- a primary circuit integrated into the main tank, comprising at least one primary pump, at least one intermediate heat exchanger for evacuating the power produced by the core in normal operation and at least one heat exchanger for evacuating residual power ,

- une structure interne appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud, en sortie du cœur, et le collecteur froid en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire, caractérisé en ce que le cœur du réacteur comporte en outre au moins un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique, emboîté dans le sommier, comprenant un tube de communication fluidique entre le collecteur froid et le collecteur chaud au travers d'une première ouverture dans le sommier et d'une deuxième ouverture dans le platelage, et une ou plusieurs buses d'injection, internes au tube et situées au moins partiellement dans la portion du tube emboîtée dans le sommier en étant orientées vers le collecteur chaud, la ou les buses d'injection étant destinées à être alimentées par le fluide caloporteur du sommier.an internal structure called a step, separating the volume of heat transfer fluid into at least two zones forming the hot collector, at the outlet of the core, and the cold collector at the outlet of said at least one intermediate exchanger, characterized in that the core of the reactor comprises in addition at least one passive locking device of the hydraulic path, fitted into the bed base, comprising a fluid communication tube between the cold manifold and the hot manifold through a first opening in the bed base and a second opening in the decking, and one or more injection nozzles, internal to the tube and located at least partially in the portion of the tube fitted into the bed base being oriented towards the hot manifold, the injection nozzle (s) being intended to be supplied by the heat transfer fluid of the bed base.

Grâce à l'invention, ledit au moins un dispositif de verrouillage permet un verrouillage passif du chemin hydraulique, sans pièce mobile, rendant compatible le fonctionnement normal en convection forcée et le fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle en cas de dispositif de pompage défaillant. Plus précisément, l'invention propose un concept nouveau d'architecture du circuit primaire en entrée du cœur contenu dans la cuve du réacteur, grâce audit au moins un dispositif de verrouillage placé dans le cœur, permettant d'améliorer la convection naturelle dans la cuve lorsque le ou les dispositifs de convection forcée et le ou les échangeurs de chaleur intermédiaires sont indisponibles. En effet, la ou les buses d'injection assurent une contre-pression équilibrant la différence de pression entre les collecteurs chaud et froid. Cette contre-pression joue le rôle de verrou hydraulique piloté de façon passive par le débit de la ou des pompes primaires. Lorsque la ou les pompes primaires sont arrêtées, la contre-pression disparaît, libérant le chemin hydraulique.Thanks to the invention, said at least one locking device allows passive locking of the hydraulic path, without moving part, making compatible normal operation in forced convection and operation in residual power discharge mode in the event of a faulty pumping. More specifically, the invention proposes a new concept of architecture of the primary circuit at the inlet of the core contained in the reactor vessel, thanks to said at least one locking device placed in the core, making it possible to improve the natural convection in the vessel. when the forced convection device (s) and the intermediate heat exchanger (s) are unavailable. Indeed, the injection nozzle (s) provide a back pressure balancing the pressure difference between the hot and cold manifolds. This back pressure acts as a hydraulic lock passively controlled by the flow of the primary pump (s). When the primary pump (s) are stopped, the back pressure disappears, freeing the hydraulic path.

Le réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'invention peut en outre comporter l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes prises isolément ou suivant toutes combinaisons techniques possibles.The fast neutron nuclear reactor according to the invention may also include one or more of the following characteristics taken in isolation or according to any possible technical combination.

Le tube de communication fluidique dudit au moins un dispositif de verrouillage est préférentiellement vide à l'intérieur. Il peut notamment présenter les caractéristiques extérieures des tubes des assemblages de combustibles habituels.The fluid communication tube of said at least one locking device is preferably empty inside. It may in particular have the external characteristics of the tubes of the usual fuel assemblies.

L'alimentation de la ou des buses d'injection par le fluide caloporteur haute pression du sommier se fait avantageusement de la même façon que pour les assemblages de combustibles classiques. De plus, l'emboîtement dudit au moins un dispositif de verrouillage dans le sommier se fait avantageusement en lieu et place d'un tube d'assemblage de combustibles classique. Comme ce dernier, il est facilement démontable pour maintenance ou modification éventuelle.The supply of the injection nozzle (s) with the high-pressure heat transfer fluid of the bed base is advantageously done in the same way as for conventional fuel assemblies. In addition, the interlocking of said at least one locking device in the bed base is advantageously done in place of a conventional fuel assembly tube. Like the latter, it is easily removable for maintenance or possible modification.

Ainsi, le fait d'avoir un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique qui soit démontable facilement comme un assemblage combustible standard peut permettre un ajustement éventuel de ce dispositif aux modifications apportées à la chaudière (modification ou changement d'un ou des échangeurs intermédiaires, etc.), au cours de la vie du réacteur.Thus, the fact of having a passive locking device of the hydraulic path which is easily removable as a standard fuel assembly can allow possible adjustment of this device to the modifications made to the boiler (modification or change of one or more intermediate exchangers, etc.), during the life of the reactor.

Le tube dudit au moins un dispositif de verrouillage peut comporter une première portion située dans le sommier, une deuxième portion située dans le cœur et une troisième portion située dans le platelage.The tube of said at least one locking device may include a first portion located in the bed base, a second portion located in the heart and a third portion located in the decking.

En particulier, la troisième portion peut être totalement située dans le platelage, la hauteur de la troisième portion étant égale à la hauteur du platelage.In particular, the third portion can be completely located in the decking, the height of the third portion being equal to the height of the decking.

En variante, le tube dudit au moins un dispositif de verrouillage peut comporter une deuxième portion située dans le cœur et une première portion totalement située dans le sommier et totalement située dans le platelage, la hauteur de la première portion étant supérieure ou égale à la somme de la hauteur du sommier et de la hauteur du platelage.Alternatively, the tube of said at least one locking device may comprise a second portion located in the heart and a first portion completely located in the bed base and completely located in the decking, the height of the first portion being greater than or equal to the sum the height of the bed base and the height of the decking.

La ou les buses d'injection peuvent être configurées pour injecter un fluide caloporteur dans le tube vers le collecteur chaud jusqu'à une cote, mesurée par rapport à la sortie de la ou les buses d'injection, où la pression d'injection est égale à la pression du collecteur chaud. Ladite cote peut être de l'ordre de la différence de niveau entre les collecteurs chaud et froid.The injection nozzle (s) can be configured to inject a heat transfer fluid into the tube towards the hot manifold up to a dimension, measured relative to the outlet of the injection nozzle (s), where the injection pressure is equal to the pressure of the hot manifold. Said rating may be of the order of the difference in level between the hot and cold manifolds.

La hauteur totale dudit au moins un dispositif de verrouillage est inférieure ou égale à celle des assemblages constituant le cœur.The total height of said at least one locking device is less than or equal to that of the assemblies constituting the heart.

Le tube dudit au moins un dispositif de verrouillage peut présenter en section une forme hexagonale, notamment au niveau de la portion du tube située dans le cœur.The tube of said at least one locking device can have a hexagonal shape in section, in particular at the portion of the tube located in the heart.

Le tube peut présenter un rétrécissement de dimension transversale lors du passage de la deuxième portion à la première portion du tube.The tube may have a transverse dimension narrowing during the passage from the second portion to the first portion of the tube.

Le dispositif de verrouillage peut comporter au moins une buse d'injection de forme annulaire, notamment une unique buse d'injection de forme annulaire.The locking device can comprise at least one injection nozzle of annular shape, in particular a single injection nozzle of annular shape.

Le tube dudit au moins un dispositif de verrouillage peut comporter des fenêtres d'entrée en partie supérieure située dans le collecteur chaud pour permettre une pénétration plus rapide du fluide caloporteur.The tube of said at least one locking device may include inlet windows in the upper part located in the hot manifold to allow faster penetration of the heat transfer fluid.

Les fenêtres d'entrée peuvent être formées sur le tube à une hauteur supérieure à la cote où la pression d'injection de la ou des buses d'injection est égale à la pression du collecteur chaud.The inlet windows can be formed on the tube at a height greater than the level where the injection pressure of the injection nozzle (s) is equal to the pressure of the hot manifold.

L'ajustement de la position en hauteur des fenêtres d'entrée et du diamètre interne de la ou des buses d'injection peut permettre de contrôler finement le débit du fluide caloporteur à travers le dispositif (blocage, aspiration ou refoulement) de façon à optimiser les contraintes thermomécaniques sur les structures du réacteur.Adjusting the height position of the inlet windows and the internal diameter of the injection nozzle (s) can make it possible to finely control the flow of the coolant through the device (blocking, suction or discharge) so as to optimize thermomechanical constraints on the reactor structures.

Par ailleurs, l'invention a encore pour objet, selon un autre de ses aspects, un procédé de fonctionnement d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides tel que défini précédemment, caractérisé en ce qu'il comporte l'étape, en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire, de verrouillage hydraulique dudit au moins un dispositif de verrouillage empêchant au fluide caloporteur injecté dans ledit au moins un dispositif de verrouillage d'atteindre le collecteur chaud, et en ce qu'il comporte l'étape, en fonctionnement en convection naturelle du réacteur nucléaire lors d'une situation d'évacuation de la puissance résiduelle, de cheminement hydraulique direct du fluide caloporteur dans ledit au moins un dispositif de verrouillage depuis le collecteur chaud vers le collecteur froid de sorte à favoriser la convection naturelle.Furthermore, another subject of the invention is, according to another of its aspects, a method of operating an integrated fast neutron nuclear reactor as defined above, characterized in that it comprises the step, in nominal operation of the nuclear reactor, of hydraulic locking of said at least one locking device preventing the heat transfer fluid injected into said at least one locking device from reaching the hot collector, and in that it comprises the step, in operation in natural convection from the nuclear reactor during a situation of evacuation of residual power, direct hydraulic routing of the heat transfer fluid in said at least one locking device from the hot collector to the cold collector so as to promote natural convection.

Le procédé selon l'invention peut comporter l'une quelconque des caractéristiques précédemment énoncées, prises isolément ou selon toutes combinaisons techniquement possibles avec d'autres caractéristiques.The method according to the invention may include any of the previously stated characteristics, taken in isolation or in any technically possible combination with other characteristics.

BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINSBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS

L'invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d'exemples de mise en oeuvre non limitatifs de celle-ci, ainsi qu'à l'examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel :The invention will be better understood on reading the detailed description which follows, of nonlimiting examples of implementation thereof, as well as on examining the figures, schematic and partial, of the appended drawing, on which :

- la figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles »,FIG. 1 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant known as “with loops”,

- la figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré »,FIG. 2 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant called "integrated",

- la figure 3 illustre, en coupe axiale, un exemple de dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention,FIG. 3 illustrates, in axial section, an example of a passive locking device of the hydraulic path of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant according to the invention,

- les figures 4 et 5 illustrent, en coupe axiale, deux variantes de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 3,FIGS. 4 and 5 illustrate, in axial section, two alternative embodiments of the locking device of FIG. 3,

- la figure 6 illustre, en coupe axiale, une réalisation particulière de dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention, la section externe du tube étant de forme hexagonale comme les assemblages du cœur,- Figure 6 illustrates, in axial section, a particular embodiment of a passive locking device of the hydraulic path of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant according to the invention, the external section of the tube being of hexagonal shape like the assemblies of the heart,

- la figure 6A est une vue selon AA de la figure 6,FIG. 6A is a view along AA of FIG. 6,

- la figure 6B est une vue selon BB de la figure 6,FIG. 6B is a view along BB of FIG. 6,

- la figure 7 illustre, en coupe axiale, une variante de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 6,FIG. 7 illustrates, in axial section, an alternative embodiment of the locking device of FIG. 6,

- la figure 7A est une vue selon AA de la figure 7,FIG. 7A is a view along AA of FIG. 7,

- la figure 7B est une vue selon BB de la figure 7,FIG. 7B is a view along BB of FIG. 7,

- la figure 8 illustre encore, en coupe axiale, une variante de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 6,FIG. 8 also illustrates, in axial section, an alternative embodiment of the locking device of FIG. 6,

- la figure 8A est une vue selon AA de la figure 8,FIG. 8A is a view along AA of FIG. 8,

- la figure 8B est une vue selon BB de la figure 8,FIG. 8B is a view along BB of FIG. 8,

- la figure 9 illustre, en coupe axiale, le principe d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention, en fonctionnement normal, etFIG. 9 illustrates, in axial section, the principle of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant according to the invention, in normal operation, and

- la figure 10 illustre, en coupe axiale, le principe d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention, fonctionnement en convection naturelle lors d'une situation d'évacuation de la puissance résiduelle.- Figure 10 illustrates, in axial section, the principle of a fast neutron nuclear reactor with sodium coolant according to the invention, operating in natural convection during a situation of evacuation of residual power.

Dans l'ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues.Throughout these figures, identical references can designate identical or analogous elements.

De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles.In addition, the different parts shown in the figures are not necessarily shown on a uniform scale, to make the figures more readable.

EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERSDETAILED PRESENTATION OF PARTICULAR EMBODIMENTS

Les figures 1 et 2 ont déjà été décrites précédemment en référence à l'état de la technique antérieure et au contexte général de l'invention.Figures 1 and 2 have already been described above with reference to the state of the prior art and the general context of the invention.

Les figures 3, 5 et 6 illustrent respectivement, en coupe axiale, un exemple de dispositif de verrouillage 40 passif du chemin hydraulique d'un réacteur R nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention, le principe du réacteur R en fonctionnement normal, et le principe du réacteur R fonctionnement en convection naturelle lors d'une situation d'évacuation de la puissance résiduelle. Les éléments communs aux figures 1-2 et 3 à 6 ne seront pas décrits de nouveau. De plus, dans les exemples décrits ci-après, le fluide caloporteur de métal liquide du réacteur R est du sodium, bien que ce choix ne soit nullement limitatif.FIGS. 3, 5 and 6 respectively illustrate, in axial section, an example of a passive locking device 40 of the hydraulic path of a nuclear R fast reactor with sodium coolant according to the invention, the principle of the R reactor in operation normal, and the principle of the R reactor operating in natural convection during a residual power evacuation situation. The elements common to Figures 1-2 and 3 to 6 will not be described again. In addition, in the examples described below, the liquid metal heat transfer fluid of reactor R is sodium, although this choice is in no way limiting.

Ainsi, sur la figure 5, on peut voir le schéma global d'un réacteur R selon l'invention. Ce réacteur intégré R comprend un cœur 11 dans lequel la chaleur est dégagée suite aux réactions nucléaires, ce cœur 11 étant supporté par un sommier 30 dans lequel sont enfoncés les pieds des assemblages de combustibles constituants le cœur 11, ce sommier 30 étant supporté par un platelage 31 reposant sur le fond de la cuve 13. Au-dessus du cœur 11 se trouve le bouchon de contrôle du cœur BCC comprenant l'instrumentation nécessaire au contrôle et au bon fonctionnement des réactions nucléaires.Thus, in FIG. 5, we can see the overall diagram of a reactor R according to the invention. This integrated reactor R comprises a core 11 in which the heat is released following the nuclear reactions, this core 11 being supported by a base 30 in which the feet of the fuel assemblies constituting the core 11 are pressed, this base 30 being supported by a decking 31 resting on the bottom of the tank 13. Above the core 11 is the control plug for the BCC core comprising the instrumentation necessary for the control and proper functioning of the nuclear reactions.

A la sortie du cœur 11, le réfrigérant, ici le sodium, débouche dans un collecteur chaud 12 dans lequel se trouvent les échangeurs de chaleur 25 dédiés à l'évacuation de la puissance résiduelle (EPuR). Le collecteur chaud 12 est séparé du collecteur froid 14, celui-ci étant situé sous le collecteur chaud 12, par la paroi étanche d'un redan 15.At the outlet of the core 11, the refrigerant, here the sodium, emerges in a hot collector 12 in which there are the heat exchangers 25 dedicated to the evacuation of the residual power (EPuR). The hot collector 12 is separated from the cold collector 14, the latter being located under the hot collector 12, by the sealed wall of a step 15.

Les échangeurs intermédiaires 16 sont disposés verticalement au travers de la dalle de fermeture 24, le sodium alimentant les échangeurs 16 étant pris dans le collecteur chaud 12 et rejeté dans le collecteur froid 14.The intermediate exchangers 16 are arranged vertically through the closing plate 24, the sodium supplying the exchangers 16 being taken up in the hot collector 12 and discharged into the cold collector 14.

Dans le collecteur froid 14, les pompes 19 aspirent le sodium pour le propulser dans le cœur 11. Le redan 15 est traversé de façon étanche par les échangeurs intermédiaires 16 et les pompes 19.In the cold collector 14, the pumps 19 suck up the sodium in order to propel it into the heart 11. The step 15 is passed through in a sealed manner by the intermediate exchangers 16 and the pumps 19.

Conformément à l'invention, le cœur 11 est doté en périphérie de dispositifs de verrouillage 40 passifs jouant le rôle de verrous hydrauliques. Dans l'exemple présenté sur la figure 5 (fonctionnement nominal), chaque dispositif de verrouillage 40 est constitué d'un tube-assemblage 40 vide dont les dimensions extérieures sont celles d'un tube d'assemblage de combustibles dont le pied est enfiché dans le sommier 30 et communiquant avec le collecteur froid 14 via le platelage 31.According to the invention, the heart 11 is provided at the periphery with passive locking devices 40 playing the role of hydraulic locks. In the example presented in FIG. 5 (nominal operation), each locking device 40 consists of an empty assembly tube 40 whose external dimensions are those of a fuel assembly tube, the base of which is inserted in the bed base 30 and communicating with the cold collector 14 via the deck 31.

Chaque dispositif de verrouillage 40 est alimenté par au moins un jet à haute pression venant du sommier 30 (flèche Fl sur la figure 5) et créant la contre-pression bloquant le débit de by-pass du collecteur chaud 12 vers le collecteur froid 14. Plus précisément, une ou plusieurs buses d'injection 53 sont positionnées en pied du dispositif de verrouillage 40, au niveau du sommier 30 et alimentées par le flux de réfrigérant en provenance du dispositif de pompage 19. Ces buses 53 injectent un jet de fluide qui pénètre le tube 40 jusqu'à la cote 52, représentée sur la figure 3, où la pression du jet devient égale à celle du collecteur chaud 12. Ainsi, une stratification thermique se produit au sein du dispositif de verrouillage 40.Each locking device 40 is supplied by at least one high-pressure jet coming from the bed base 30 (arrow Fl in FIG. 5) and creating the back pressure blocking the by-pass flow rate from the hot manifold 12 to the cold manifold 14. More specifically, one or more injection nozzles 53 are positioned at the foot of the locking device 40, at the level of the bed base 30 and supplied with the flow of coolant coming from the pumping device 19. These nozzles 53 inject a jet of fluid which penetrates the tube 40 up to dimension 52, shown in FIG. 3, where the pressure of the jet becomes equal to that of the hot manifold 12. Thus, thermal stratification occurs within the locking device 40.

Cette cote 52 est fonction de l'écart de niveau E, représenté sur la figure 5, entre les collecteurs chaud 12 et froid 14. De façon classique, cet écart de niveau E est d'environ 2 m. La vitesse du sodium est alors nulle et le dispositif 40 fonctionne comme un verrou (flèche F2 sur la figure 5).This dimension 52 is a function of the level difference E, shown in FIG. 5, between the hot 12 and cold 14 collectors. Conventionally, this level difference E is around 2 m. The sodium speed is then zero and the device 40 functions as a lock (arrow F2 in FIG. 5).

La dimension des buses d'injection 53, en diamètre et en nombre, est définie de façon à ce que la contre-pression créée par cette injection compense le plus exactement la perte de charge des échangeurs de chaleur intermédiaire 16, soit l'écart de niveau E d'environ 2 m. Le diamètre des buses d'injection 53 doit en outre être tel qu'au plein fonctionnement des pompes primaires 19, la cote 52 n'excède pas la hauteur totale du dispositif de verrouillage 40, calquée sur la hauteur d'un assemblage du cœur, soit environ 4 m habituellement.The dimension of the injection nozzles 53, in diameter and in number, is defined so that the back pressure created by this injection most accurately compensates for the pressure drop of the intermediate heat exchangers 16, i.e. the difference of level E of about 2 m. The diameter of the injection nozzles 53 must also be such that at full operation of the primary pumps 19, the dimension 52 does not exceed the total height of the locking device 40, modeled on the height of an assembly of the heart, about 4 m usually.

En fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle, correspondant par exemple à la défaillance complète du système de pompage, autrement à l'arrêt des pompes primaires 19, les réactions nucléaires sont arrêtées par le système de protection du réacteur R. Il reste alors à évacuer la chaleur résiduelle émise par les produits de fission. Cette chaleur doit être évacuée de manière passive. Ainsi, chaque dispositif 40 constitue un chemin hydraulique direct, toujours descendant, du collecteur chaud 12 vers le collecteur froid 14 (flèche F3 sur la figure 6). Cela est favorable à la convection naturelle, alors que dans les solutions de l'art antérieur, le transfert du sodium du collecteur chaud 12 vers le collecteur froid 14 devait s'effectuer en traversant les échangeurs intermédiaires 16.In operation in residual power discharge mode, corresponding for example to the complete failure of the pumping system, otherwise to the stopping of the primary pumps 19, the nuclear reactions are stopped by the protection system of the reactor R. There remains then to dissipate the residual heat emitted by the fission products. This heat must be removed passively. Thus, each device 40 constitutes a direct hydraulic path, always descending, from the hot manifold 12 to the cold manifold 14 (arrow F3 in FIG. 6). This is favorable to natural convection, whereas in the solutions of the prior art, the transfer of sodium from the hot collector 12 to the cold collector 14 had to be carried out by passing through the intermediate exchangers 16.

Aussi, le caloporteur refroidi par l'EPuR se stratifie en fond de collecteur chaud 12 et descend de façon monotone à travers le tube 41 vers le collecteur froid 14. La dimension des tubes 41, en diamètre et en nombre, est définie de façon à ce que la circulation de sodium en convection naturelle soit suffisante pour évacuer la puissance résiduelle du cœur 11.Also, the coolant cooled by the EPuR stratifies at the bottom of the hot manifold 12 and descends monotonically through the tube 41 towards the cold manifold 14. The size of the tubes 41, in diameter and in number, is defined so as to that the circulation of sodium in natural convection is sufficient to evacuate the residual power of the heart 11.

Plus précisément, dans la cuve 13, le chemin hydraulique est le suivant, comme visible sur la figure 6 : le sodium traverse le cœur 11 et arrive dans le collecteur chaud 12 ; il pénètre dans l'échangeur EPuR 25, dédié à l'évacuation de la puissance résiduelle, par les fenêtres d'entrées supérieures et ressort de cet échangeur 25 par les fenêtres inférieures ; cet échangeur 25 étant entièrement situé dans le collecteur chaud 12, le sodium sortant de cet échangeur 25 est froid et de densité plus élevée que celui du collecteur chaud 12, donc il descend par gravité et entre dans le dispositif de verrouillage 40 pour arriver dans le collecteur froid 14 via le platelage 31 ; il passe ensuite à travers le dispositif de pompage 19, même si celui-ci est à l'arrêt et regagne l'entrée du cœur 11.More specifically, in the tank 13, the hydraulic path is as follows, as visible in FIG. 6: the sodium passes through the core 11 and arrives in the hot collector 12; it enters the EPuR exchanger 25, dedicated to the evacuation of residual power, through the upper inlet windows and exits from this exchanger 25 through the lower windows; this exchanger 25 being entirely located in the hot collector 12, the sodium leaving this exchanger 25 is cold and of higher density than that of the hot collector 12, therefore it descends by gravity and enters the locking device 40 to arrive in the cold collector 14 via the deck 31; it then passes through the pumping device 19, even if the latter is stopped and returns to the inlet of the heart 11.

Un avantage particulier est l'introduction relativement aisée du dispositif de verrouillage 40 dans les cœurs 11 des réacteurs intégrés R sans modification du redan 15. On peut par exemple utiliser les emplacements libres d'assemblage en périphérie du cœur 11, voir utiliser des emplacements dédiés aux assemblages fertiles, de protection neutronique ou de stockage interne. Le nombre de ces dispositifs 40 peut être variable, par exemple de l'ordre d'une douzaine, à optimiser en fonction des caractéristiques de convection naturelle recherchées.A particular advantage is the relatively easy introduction of the locking device 40 into the cores 11 of the integrated reactors R without modification of the step 15. It is for example possible to use the free assembly locations at the periphery of the core 11, see using dedicated locations fertile assemblies, neutron protection or internal storage. The number of these devices 40 can be variable, for example of the order of a dozen, to be optimized as a function of the desired natural convection characteristics.

Par ailleurs, une amélioration possible du chemin hydraulique consiste à ménager des fenêtres d'entrée 51 en partie supérieure du tube 41 du dispositif 40 de façon à ce que le sodium pénètre plus rapidement dans le dispositif 40, comme représenté sur la figure 3. Cette disposition favorise une pénétration plus rapide du sodium dans le dispositif 40 et une réduction du temps de mise en route de la convection naturelle, sans attendre que le sodium refroidi par l'échangeur EPuR 25 ne remplisse le fond du collecteur chaud 12 jusqu'au niveau supérieur du dispositif 40. La cote axiale de ces fenêtres d'entrée 51 doit être située suffisamment au-dessus du niveau 52 de pénétration maximale du jet de fluide injecté par les buses 53, typiquement un niveau à une cote de l'ordre de E, soit 2 m habituellement.Furthermore, a possible improvement of the hydraulic path consists in providing inlet windows 51 in the upper part of the tube 41 of the device 40 so that the sodium penetrates more quickly into the device 40, as shown in FIG. arrangement promotes faster penetration of sodium into the device 40 and a reduction in the start-up time of natural convection, without waiting for the sodium cooled by the EPuR exchanger 25 to fill the bottom of the hot collector 12 to the level upper part of the device 40. The axial dimension of these inlet windows 51 must be located sufficiently above the level 52 of maximum penetration of the jet of fluid injected by the nozzles 53, typically a level at a dimension of the order of E , usually 2 m.

Une autre amélioration possible consiste à ce que la position en hauteur des fenêtres d'entrée 51 et le diamètre des buses 53 soient définis de façon à ajuster le débit de fluide entre les collecteurs chaud 12 et froid 14. Une légère augmentation du diamètre des buses favorise une légère injection de fluide froid dans le collecteur chaud 12. Une légère réduction du diamètre des buses favorise une légère aspiration de fluide chaud dans le collecteur froid 14. Cet ajustement du débit du fluide caloporteur à travers le dispositif de verrouillage 40 peut être mis à profit pour contrôler la thermohydraulique du fluide dans le fond du collecteur chaud 12 et optimiser les contraintes thermomécaniques sur les structures du réacteur.Another possible improvement consists in that the height position of the inlet windows 51 and the diameter of the nozzles 53 are defined so as to adjust the flow of fluid between the hot 12 and cold 14 collectors. A slight increase in the diameter of the nozzles promotes a slight injection of cold fluid into the hot manifold 12. A slight reduction in the diameter of the nozzles promotes a slight suction of hot fluid into the cold manifold 14. This adjustment of the flow of the coolant through the locking device 40 can be put advantage to control the thermohydraulics of the fluid in the bottom of the hot manifold 12 and optimize the thermomechanical stresses on the reactor structures.

Une autre amélioration possible consiste à ce que le pied du dispositif de verrouillage 40 soit le plus large possible vis-à-vis du diamètre des pieds des tubes des assemblages de combustibles afin de maximiser le débit de sodium en convection naturelle.Another possible improvement is that the base of the locking device 40 is as wide as possible with respect to the diameter of the base of the tubes of the fuel assemblies in order to maximize the sodium flow rate in natural convection.

En outre, la figure 4 illustre, en coupe axiale, une variante de réalisation du dispositif de verrouillage 40 décrit en référence à la figure 3. Les éléments communs aux figures 3 et 4 ne sont pas décrits de nouveau.In addition, Figure 4 illustrates, in axial section, an alternative embodiment of the locking device 40 described with reference to Figure 3. The elements common to Figures 3 and 4 are not described again.

Dans cette variante, comme visible sur la figure 4, le tube 41 du dispositif de verrouillage 40 comporte une troisième portion 41c qui est totalement située dans le platelage 31, la hauteur H_c de cette troisième portion 41c étant égale à la hauteur H' du platelage 31. Ainsi, cette troisième portion 41c s'étend depuis la deuxième ouverture 54 du platelage 31 vers une troisième ouverture 55 du platelage 31, comme représenté.In this variant, as visible in FIG. 4, the tube 41 of the locking device 40 comprises a third portion 41c which is completely located in the decking 31, the height H _c of this third portion 41c being equal to the height H 'of the decking 31. Thus, this third portion 41c extends from the second opening 54 of the decking 31 to a third opening 55 of the decking 31, as shown.

De plus, la troisième portion 41c présente un diamètre interne D_c supérieur au diamètre externe D_a de la première portion 41a, et notamment sensiblement égal au diamètre externe D_a de sorte que la troisième portion 41c est emboîtée autour de la première portion 41a.In addition, the third portion 41c has an internal diameter D _c greater than the external diameter D _a of the first portion 41a, and in particular substantially equal to the external diameter D _a so that the third portion 41c is fitted around the first portion 41a.

En outre, la figure 5 illustre, en coupe axiale, une autre variante de réalisation des dispositifs de verrouillage 40 décrits en référence aux figures 3 et 4. Les éléments communs aux figures 3, 4 et 5 ne sont pas décrits de nouveau.In addition, Figure 5 illustrates, in axial section, another alternative embodiment of the locking devices 40 described with reference to Figures 3 and 4. The elements common to Figures 3, 4 and 5 are not described again.

Dans cette variante, comme visible sur la figure 5, le tube 41 du dispositif de verrouillage 40 comporte une première portion 41a qui est totalement située dans le sommier 30 et totalement située dans le platelage 31. Le tube 41 est ainsi dépourvu d'une troisième portion 41c distincte de la première portion 41a.In this variant, as visible in FIG. 5, the tube 41 of the locking device 40 comprises a first portion 41a which is completely located in the bed base 30 and completely located in the decking 31. The tube 41 is thus devoid of a third portion 41c separate from the first portion 41a.

Cette première portion 41a s'étend alors au travers des première 50, deuxième 54 et troisième 55 ouvertures formées dans le sommier 30 et le platelage 31.This first portion 41a then extends through the first 50, second 54 and third 55 openings formed in the bed base 30 and the decking 31.

Plus précisément, la hauteur Ha de cette première portion 41a est supérieure ou égale, ici supérieure, à la somme de la hauteur H du sommier 30 et de la hauteur H' du platelage 31.More precisely, the height Ha of this first portion 41a is greater than or equal, here greater than the sum of the height H of the bed base 30 and the height H 'of the decking 31.

Par ailleurs, il est à noter que les figures 3 à 5 décrites précédemment ne précisent pas la forme externe du dispositif de verrouillage 40 et reste générique.Furthermore, it should be noted that Figures 3 to 5 described above do not specify the external shape of the locking device 40 and remains generic.

Selon une réalisation particulière, l'extérieur du tube 41 peut être de forme hexagonale de la même façon qu'un assemblage du cœur.According to a particular embodiment, the outside of the tube 41 can be hexagonal in the same way as an assembly of the heart.

Ainsi, plus précisément, la figure 6 illustre une réalisation particulière du dispositif de verrouillage 40 avec trois buses d'injection 53, et comprenant une section interne circulaire pour le tube 41a et une forme externe hexagonale pour le tube 41b comme pour des assemblages de combustibles standards.Thus, more precisely, FIG. 6 illustrates a particular embodiment of the locking device 40 with three injection nozzles 53, and comprising a circular internal section for the tube 41a and a hexagonal external shape for the tube 41b as for fuel assemblies standards.

La figure 7 illustre, en coupe axiale, une variante du dispositif de verrouillage 40 de la figure 6. Les éléments communs aux figures 6 et 7 ne sont pas décrits de nouveau.Figure 7 illustrates, in axial section, a variant of the locking device 40 of Figure 6. The elements common to Figures 6 and 7 are not described again.

Dans cette variante, le diamètre externe D_a de la première portion 41a est inférieur au diamètre externe Db de la deuxième portion 41b. Autrement dit, le tube 41 présente un rétrécissement de dimension transversale, i.e. son diamètre, lors du passage de la deuxième portion 41b à la première portion 41a.In this variant, the external diameter D _a of the first portion 41a is less than the external diameter Db of the second portion 41b. In other words, the tube 41 has a narrowing of transverse dimension, ie its diameter, during the passage from the second portion 41b to the first portion 41a.

En outre, les buses d'injection 53 peuvent être, en totalité ou en partie, situées au contact direct de la paroi interne de la première portion 41a, comme visible sur la figure 7.In addition, the injection nozzles 53 may be, in whole or in part, located in direct contact with the internal wall of the first portion 41a, as visible in FIG. 7.

De plus, dans cette variante, la partie supérieure du tube 41 peut être dépourvue de fenêtre d'entrée 51, comme représenté.In addition, in this variant, the upper part of the tube 41 can be devoid of an inlet window 51, as shown.

La figure 8 illustre encore, en coupe axiale, une autre variante du dispositif de verrouillage 40 des figures 6 et 7. Les éléments communs aux figures 6, 7 et 8 ne sont pas décrits de nouveau.Figure 8 also illustrates, in axial section, another variant of the locking device 40 of Figures 6 and 7. The elements common to Figures 6, 7 and 8 are not described again.

La configuration de la figure 8 diffère de celle de la figure 7 par le fait que les trois buses d'injection 53, disposées en coupe transversale selon les sommets d'un triangle équilatéral, sont remplacées par une buse d'injection 53 unique de forme annulaire, au contact direct de la paroi interne de la première portion 41a. Cette forme annulaire de la buse d'injection 53 est particulièrement visible sur la figure 8A.Les contraintes de dimensionnement d'un tel dispositif 40 sont notamment les suivantes :The configuration of FIG. 8 differs from that of FIG. 7 in that the three injection nozzles 53, arranged in cross section along the vertices of an equilateral triangle, are replaced by a single injection nozzle 53 of shape annular, in direct contact with the internal wall of the first portion 41a. This annular shape of the injection nozzle 53 is particularly visible in FIG. 8A. The design constraints of such a device 40 are in particular the following:

- en fonctionnement nominal, injecter suffisamment de fluide par les buses d'injection 53 pour compenser la charge motrice associée à la différence de niveau E, soit 2 m environ, entre les collecteurs chaud 12 et froid 14 ;- in nominal operation, inject enough fluid through the injection nozzles 53 to compensate for the driving load associated with the difference in level E, ie approximately 2 m, between the hot 12 and cold 14 collectors;

- en fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle, permettre un débit gravitaire suffisant de fluide, refroidi par l'échangeur EPuR 25, du collecteur chaud 12 vers le collecteur froid 14 pour pouvoir extraire la puissance résiduelle du cœur 11.- in operation in residual power discharge mode, allow a sufficient gravity flow of fluid, cooled by the EPuR exchanger 25, from the hot collector 12 to the cold collector 14 in order to be able to extract the residual power from the core 11.

Exemple de réalisationExample of realization

L'invention a été appliquée toutes choses égales par ailleurs à un réacteur intégré typique d'un SFR. Ainsi, le tableau 1 ci-dessous présente une réalisation possible du dimensionnement des tubes 41 des dispositifs de verrouillage 40 dans le cas du fonctionnement nominale et le tableau 2 dans le cas du fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle. Dans ces tableaux 1 et 2, les données d'entrée sont en figurées en italique.The invention has been applied all other things being equal to an integrated reactor typical of an SFR. Thus, Table 1 below presents a possible embodiment of the dimensioning of the tubes 41 of the locking devices 40 in the case of nominal operation and Table 2 in the case of operation in the residual power discharge mode. In these tables 1 and 2, the input data are shown in italics.

En fonctionnement nominal, au premier ordre, la force motrice gravitaire due à l'écart de niveau E entre les collecteurs chaud 12 et froid 14 compense la perte de charge singulière des échangeurs intermédiaires 16. De même, la pression délivrée ΔΡ_ρυΓηρ par le dispositif de pompage 19 est plus ou moins égale à la perte de charge singulière du cœur 11. La pression dynamique en entrée des buses d'injection 53 du dispositif 40 est imposée par le dispositif de pompage 19 :In nominal operation, in the first order, the gravitational driving force due to the level difference E between the hot 12 and cold 14 manifolds compensates for the singular pressure drop of the intermediate exchangers 16. Similarly, the pressure delivered ΔΡ _ρυΓ ηρ by the pumping device 19 is more or less equal to the singular pressure drop of the heart 11. The dynamic pressure at the inlet of the injection nozzles 53 of the device 40 is imposed by the pumping device 19:

% PfVb = APpump avec pf correspondant à la densité du sodium du collecteur froid 14 et Vb à la vitesse du fluide à la buse d'injection 53.% PfVb = APpump with pf corresponding to the density of the sodium in the cold collector 14 and Vb at the speed of the fluid at the injection nozzle 53.

Sur le plan du niveau de pénétration maximal du jet des buses d'injection 52, la vitesse du fluide est nulle. La hauteur de ce plan, notée H_inj, est estimée en fonction des impulsions pf Vb et pf v_sort, ainsi que des sections Stbi, S, et S_SOrt :In terms of the maximum penetration level of the jet of the injection nozzles 52, the speed of the fluid is zero. The height of this plane, denoted H _in j, is estimated as a function of the pulses pf Vb and pf v _sor t, as well as the sections Stbi, S, and S _SO rt:

(pf Vb) Vb Stbi * (Pf Vsort) V_SOrt S_SOrt ⁼ Pf g Hinj Si avec g correspondant à l'accélération de la pesanteur, Stbi θ la section totale d'injection des nb buses 53 par tube 40 (soit Stbi = ri b Sbi), S, à la section courante du tube 40, S_sort à la section de sortie (soit S_sort = S, - Stbi) et v_sort à la vitesse de sortie du fluide.(pf Vb) Vb Stbi * (Pf Vsort) V _SO rt S _SO rt ⁼ Pf g Hinj If with g corresponding to the acceleration of gravity, Stbi θ the total injection section of the nozzles 53 per tube 40 (i.e. IBRA = ri b Sbi), S, to the current section of the tube 40, _sor t S at the output section (either S _sor t = S, - IBRA) and v t _sor to the fluid exit velocity.

Comme décrit dans le tableau 1, considérant une capacité de pompage de 4 bars, 12 tubes 40 et 3 buses d'injection 53 par tube 40, les buses ayant un diamètre interne typiquement d'environ 1 cm, le débit d'injection total est d'environ 110 kg/s. Pour un réacteur R ayant un débit massique en régime nominal typiquement de 10000 kg/s, cela représente au plus 1 % du débit nominal. De même, toutes choses égales par ailleurs, si on considère un tube 40 de 14 cm de diamètre interne, le niveau de pénétration maximal du jet des buses d'injection 53 est de 2 m environ pour une hauteur de tube 40 typiquement de 4 m. Ce niveau est directement proportionnel à la pression AP_pump délivrée par le dispositif de pompage 19, le nombre de buses 53 par tube nb et le rapport des sections Sbi / S, :As described in table 1, considering a pumping capacity of 4 bars, 12 tubes 40 and 3 injection nozzles 53 per tube 40, the nozzles having an internal diameter typically of around 1 cm, the total injection flow rate is about 110 kg / s. For a reactor R having a mass flow rate at nominal speed, typically 10,000 kg / s, this represents at most 1% of the nominal flow rate. Likewise, all other things being equal, if we consider a tube 40 with an internal diameter of 14 cm, the maximum penetration level of the jet of the injection nozzles 53 is approximately 2 m for a tube height 40 typically of 4 m . This level is directly proportional to the pressure AP _pum p delivered by the pumping device 19, the number of nozzles 53 per tube nb and the ratio of the sections Sbi / S,:

Hinj Rb [(2 ΔΡpump) / (Pf g)] Sbi / SiHinj Rb [(2 ΔΡpump) / (Pf g)] Sbi / Si

Unités Units Symbole Symbol Densité sodium collecteur froid (400 °C) Cold collector sodium density (400 ° C) Kg/m³ Kg / m ³ Pf Pf 860 860 Ecart de pression pompe primaire Primary pump pressure difference bar bar ΔΡ pump ΔΡ pump 4 4 Diamètre intérieure d'un tube Inner diameter of a tube cm cm Di Sun 14 14 Nombre de tubes Number of tubes n not 12 12 Nombre de buses d'injection / tube Number of injection nozzles / tube n_b n _b 3 3 Diamètre intérieure d'une buse d'injection Inner diameter of an injection nozzle cm cm D_biD _b i 1,2 1.2 Vitesse à la buse d'injection (1/2 Pf Vb =ΔΡpump) Speed at the injection nozzle (1/2 Pf Vb = ΔΡpump) m/s m / s Vb Vb 30 30 Section intérieure d'une buse d'injection (Sbi=rc Dbi²/4)The indoor section of an injection nozzle (Sbi = rc Dbi ^2/4) cm² cm ² S_biS _b i 1 1 Débit massique sodium dans une buse d'injection (Q_bm= pf v_bS_bi)Mass flow rate sodium in an injection nozzle (Q _bm = pf v _b S _bi ) Kg/s Kg / s Qbm Qbm 3 3 Débit massique sodium dans un tube ayant n_b buses (Q_dm= n_bQ_bm)Sodium mass flow in a tube with n _b nozzles (Q _dm = n _b Q _bm ) Kg/s Kg / s Qdm Qdm 9 9 Débit massique total sodium dans les n tubes (Qt_dm= nQ_dm)Total sodium mass flow in the n tubes (Qt _dm = nQ _dm ) kg/s kg / s Qt_dm Qt _dm 107 107 Niveau de pénétration maximale du jet Maximum jet penetration level m m H_inj H _inj 2,1 2.1

Tableau 1 : Exemple d'une réalisation possible dans le cas du fonctionnement nominal du réacteur RTable 1: Example of a possible implementation in the case of nominal operation of reactor R

Pour que le réacteur R puisse fonctionner en mode d'évacuation de la puissance résiduelle, l'échangeur de chaleur EPuR 25 doit absorber la puissance résiduelle produite par le cœur 11. De plus, pour qu'un débit de sodium puisse circuler en convection naturelle entre l'échangeur EPuR 25 et le cœur 11 garantissant le refroidissement de ce dernier, la force motrice gravitaire AP_g dans le tube 41 du dispositifIn order for the reactor R to operate in the residual power evacuation mode, the heat exchanger EPuR 25 must absorb the residual power produced by the core 11. In addition, so that a sodium flow can circulate in natural convection between the EPuR exchanger 25 and the heart 11 guaranteeing the cooling of the latter, the gravitational driving force AP _g in the tube 41 of the device

40 doit être égale à la somme des pertes de charge singulières (AP_tot = ΔΡ_εη + AP_tub) aux bornes du cœur ΔΡ_εη et du dispositif AP_tub, i.e. AP_g = AP_tot.40 must be equal to the sum of the singular pressure _drops (AP _tot = ΔΡ _εη + AP _tub ) at the terminals of the heart ΔΡ _εη and of the AP _tub device, ie AP _g = AP _tot .

D'une façon générale, la puissance résiduelle extractible en convection naturelle en fonction du nombre n de dispositifs 40 et de l'écart ΔΤ de température du cœur 11 est définie par :In general, the residual power extractable in natural convection as a function of the number n of devices 40 and the difference ΔΤ in temperature of the core 11 is defined by:

W_r = c_p [β g H_chf / (£ + K_t/(2 n² p_f Si²))] °'^{5 * * * * 10} ΔΤ¹'⁵ avec c_p correspondant à la capacité calorifique du sodium, β à sa dilatabilité, H_Chf à la hauteur chauffante du cœur, K_t au coefficient de perte de charge d'un tube et K_c~ APpump/Qmo² où Q_m0 est le débit massique nominal dans le cœur 11.W _r = c _p [β g H _ch f / (£ + K _t / (2 n ² p _f Si ² ))] ° ' ^{5 * * * * 10} ΔΤ ¹ ' ⁵ with c _p corresponding to the heat capacity of the sodium, β at its expansion, H _C hf at the heating height of the heart, K _t at the pressure drop coefficient of a tube and K _c ~ APpump / Qmo ² where Q _m0 is the nominal mass flow in the heart 11.

Comme illustré dans le tableau 2, en utilisant 12 dispositifs de verrouillage 40, 5 il est possible d'extraire 15 MW thermique en convection naturelle sous un écart de température ΔΤ de 150 °C. En fonction de la puissance résiduelle qu'on souhaite extraite, sous un écart de température donné, et que les échangeurs EPuR 25 peuvent absorber, on ajustera le nombre de dispositifs 40 à introduire dans le cœur 11. Par exemple, en doublant le nombre de dispositifs (n=24), on peut extraire jusqu'à 50 MW en convection naturelle sous un écart de température ΔΤ de 300 °C.As illustrated in table 2, by using 12 locking devices 40, 5 it is possible to extract 15 MW thermal in natural convection under a temperature difference ΔΤ of 150 ° C. Depending on the residual power that one wishes to extract, under a given temperature difference, and that the EPuR exchangers 25 can absorb, the number of devices 40 to be introduced into the core 11 will be adjusted. For example, by doubling the number of devices (n = 24), up to 50 MW can be extracted by natural convection at a temperature difference ΔΤ of 300 ° C.

Unités Units Symbole Symbol Capacité calorifique sodium (475 °C) Sodium heat capacity (475 ° C) J/kg°C J / kg ° C ^CP ^C P 1265 1265 Coefficient dilatabilité du sodium (Δρ = βΔΤ) Sodium expansion coefficient (Δρ = βΔΤ) Kg/m³/CKg / m ³ / C β β 0,24 0.24 Hauteur chouffont cœur Heart drop height m m Hchf Hchf 1 1 Coefficient perte de charge du tube Tube pressure drop coefficient K_t K _t 2 2 Perte de charge du cœur rapportée ou débit massique (Kc~ ΔΡ_ρ^_ιρ/0^_ι0 ²)Reported head loss or mass flow (Kc ~ ΔΡ _ρ ^ _ιρ / 0 ^ _ι0 ² ) Pa/Kg²/s² Pa / Kg ² / s ² Kc Kc 0,025 0.025 Ecart de température primaire Primary temperature difference °C ° C ΔΤ ΔΤ 150 150 Nombre de tubes Number of tubes n not 12 12 Puissance thermique extractible Extractable thermal power MW MW W_r W _r 15 15 Ecart de température primaire Primary temperature difference °C ° C ΔΤ ΔΤ 300 300 Nombre de tubes Number of tubes n not 24 24 Puissance thermique extractible Extractable thermal power MW MW W_r W _r 50 50

Tableau 2 : Exemple de réalisation possible dans le cas du fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur RTable 2: Example of possible embodiment in the case of operation in the evacuation mode of the residual power of the reactor R

Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d'être décrits. Diverses modifications peuvent y être apportées par l'Homme du métier.Of course, the invention is not limited to the exemplary embodiments which have just been described. Various modifications can be made by the skilled person.

Claims (13)

REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant :1. Built-in fast neutron nuclear reactor (R), cooled by a liquid metal heat transfer fluid, comprising: - une cuve principale (13), suspendue à une dalle de protection (24), comportant le volume de fluide caloporteur et le cœur (11) du réacteur (R), le cœur (11) comportant une pluralité d'assemblages de combustibles emboîtés dans le sommier (30) supporté par le platelage (31),- a main tank (13), suspended from a protective slab (24), comprising the volume of heat-transfer fluid and the core (11) of the reactor (R), the core (11) comprising a plurality of nested fuel assemblies in the bed base (30) supported by the decking (31), - un circuit primaire intégré dans la cuve principale (13), comportant au moins une pompe primaire (19), au moins un échangeur de chaleur intermédiaire (16) d'évacuation de la puissance produite par le cœur (11) en fonctionnement normal et au moins un échangeur de chaleur d'évacuation de puissance résiduelle (25),a primary circuit integrated into the main tank (13), comprising at least one primary pump (19), at least one intermediate heat exchanger (16) for evacuating the power produced by the heart (11) in normal operation and at least one residual power discharge heat exchanger (25), - une structure interne (15) appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud (12), en sortie du cœur (11), et le collecteur froid (14) en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire (16), caractérisé en ce que le cœur (11) du réacteur (R) comporte en outre au moins un dispositif de verrouillage (40) passif du chemin hydraulique, emboîté dans le sommier (30), comprenant un tube (41) de communication fluidique entre le collecteur froid (14) et le collecteur chaud (12) au travers d'une première ouverture (50) dans le sommier (30) et d'une deuxième ouverture (54) dans le platelage (31), et une ou plusieurs buses d'injection (53), internes au tube (41) et situées au moins partiellement dans la portion (41a) du tube (41) emboîtée dans le sommier (30) en étant orientées vers le collecteur chaud (12), la ou les buses d'injection (53) étant destinées à être alimentées par le fluide caloporteur du sommier (30).- an internal structure (15) called step, separating the volume of heat transfer fluid into at least two zones forming the hot collector (12), at the outlet of the core (11), and the cold collector (14) at the outlet of said at least one intermediate exchanger (16), characterized in that the core (11) of the reactor (R) further comprises at least one locking device (40) passive to the hydraulic path, fitted into the bed base (30), comprising a tube (41 ) of fluid communication between the cold collector (14) and the hot collector (12) through a first opening (50) in the bed base (30) and a second opening (54) in the decking (31), and one or more injection nozzles (53), internal to the tube (41) and located at least partially in the portion (41a) of the tube (41) fitted into the bed base (30) while being oriented towards the hot manifold (12 ), the injection nozzle (s) (53) being intended to be supplied by the heat transfer fluid of the bed base (30) . 2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que le tube (41) dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) comporte une première portion (41a) située dans le sommier (30), une deuxième portion (41b) située dans le cœur (11) et une troisième portion (41c) située dans le platelage (31).2. Reactor according to claim 1, characterized in that the tube (41) of said at least one locking device (40) comprises a first portion (41a) located in the bed base (30), a second portion (41b) located in the heart (11) and a third portion (41c) located in the deck (31). 3. Réacteur selon la revendication 2, caractérisé en ce que la troisième portion (41c) est totalement située dans le platelage (31), la hauteur (H_c) de la troisième portion (41c) étant égale à la hauteur (H') du platelage (31).3. Reactor according to claim 2, characterized in that the third portion (41c) is completely located in the decking (31), the height (H _c ) of the third portion (41c) being equal to the height (H ') of the decking (31). 4. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que le tube (41) dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) comporte une deuxième portion (41b) située dans le cœur (11) et une première portion (41a) totalement située dans le sommier (30) et totalement située dans le platelage (31), la hauteur (H_a) de la première portion (41a) étant supérieure ou égale à la somme de la hauteur (H) du sommier (30) et de la hauteur (H') du platelage (31).4. Reactor according to claim 1, characterized in that the tube (41) of said at least one locking device (40) comprises a second portion (41b) located in the heart (11) and a first portion (41a) completely located in the bed base (30) and completely located in the decking (31), the height (H _a ) of the first portion (41a) being greater than or equal to the sum of the height (H) of the bed base (30) and the height (H ') of the decking (31). 5. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la ou les buses d'injection (53) sont configurées pour injecter un fluide caloporteur dans le tube (41) vers le collecteur chaud (12) jusqu'à une cote (52), mesurée par rapport à la sortie de la ou les buses d'injection (53), où la pression d'injection est égale à la pression du collecteur chaud (12).5. Reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that the injection nozzle (s) (53) are configured to inject a heat transfer fluid into the tube (41) towards the hot manifold (12) up to a dimension (52), measured relative to the outlet of the injection nozzle (s) (53), where the injection pressure is equal to the pressure of the hot manifold (12). 6. Réacteur selon la revendication 5, caractérisé en ce que ladite cote (52) est de l'ordre de la différence de niveau entre les collecteurs chaud (12) et froid (14).6. Reactor according to claim 5, characterized in that said dimension (52) is of the order of the difference in level between the hot (12) and cold (14) manifolds. 7. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le tube (41) présente en section une forme hexagonale, notamment au niveau de la portion (41b) du tube (41) située dans le cœur (11).7. Reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that the tube (41) has in cross section a hexagonal shape, in particular at the level of the portion (41b) of the tube (41) located in the heart (11). 8. Réacteur selon la revendication 7, caractérisé en ce que le tube (41) dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) comporte une première portion (41a) située dans le sommier (30) et une deuxième portion (41b) située dans le cœur (11), le tube (41) présentant un rétrécissement de dimension transversale lors du passage de la deuxième portion (41b) à la première portion (41a).8. Reactor according to claim 7, characterized in that the tube (41) of said at least one locking device (40) comprises a first portion (41a) located in the bed base (30) and a second portion (41b) located in the heart (11), the tube (41) having a narrowing of transverse dimension during the passage from the second portion (41b) to the first portion (41a). 9. Réacteur selon la revendication 7 ou 8, caractérisé en ce que le dispositif de verrouillage (40) comporte au moins une buse d'injection (53) de forme annulaire, notamment une unique buse d'injection (53) de forme annulaire.9. Reactor according to claim 7 or 8, characterized in that the locking device (40) comprises at least one injection nozzle (53) of annular shape, in particular a single injection nozzle (53) of annular shape. 10. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la hauteur totale dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) est inférieure ou égale à la hauteur des assemblages constituant le cœur.10. Reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that the total height of said at least one locking device (40) is less than or equal to the height of the assemblies constituting the heart. 11. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le tube (41) dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) comporte des fenêtres d'entrée (51) en partie supérieure située dans le collecteur chaud (12) pour permettre une pénétration plus rapide du fluide caloporteur.11. Reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that the tube (41) of said at least one locking device (40) has inlet windows (51) in the upper part located in the hot manifold (12 ) to allow faster penetration of the heat transfer fluid. 12. Réacteur selon la revendication 5 ou 6 et selon la revendication 11, caractérisé en ce que les fenêtres d'entrée (51) sont formées sur le tube (41) à une hauteur supérieure à la cote (52) où la pression d'injection de la ou des buses d'injection (53) est égale à la pression du collecteur chaud (12).12. Reactor according to claim 5 or 6 and according to claim 11, characterized in that the inlet windows (51) are formed on the tube (41) at a height greater than the dimension (52) where the pressure of injection of the injection nozzle (s) (53) is equal to the pressure of the hot manifold (12). 13. Procédé de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comporte l'étape, en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire (R), de verrouillage hydraulique dudit au moins un dispositif de verrouillage (40) empêchant au fluide caloporteur injecté dans ledit au moins un dispositif de verrouillage (40) d'atteindre le collecteur chaud (12), et en ce qu'il comporte l'étape, en fonctionnement en convection naturelle du réacteur nucléaire (R) lors d'une situation d'évacuation de la puissance résiduelle, de cheminement hydraulique direct du fluide caloporteur dans ledit au moins un dispositif de verrouillage (40) depuis le collecteur chaud (12) vers le collecteur froid (14) de sorte à favoriser la convection naturelle.13. Method for operating a nuclear reactor (R) integrated with fast neutrons according to any one of the preceding claims, characterized in that it comprises the step, in nominal operation of the nuclear reactor (R), of hydraulic locking said at least one locking device (40) preventing the heat transfer fluid injected into said at least one locking device (40) from reaching the hot manifold (12), and in that it comprises the step, in operation in natural convection of the nuclear reactor (R) during a situation of evacuation of residual power, of direct hydraulic routing of the heat transfer fluid in said at least one locking device (40) from the hot collector (12) to the cold collector (14) so as to promote natural convection. S.62334S.62334 1 /101/10