WO2013124398A1 - Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides, utilisant une convection forcee dans l'espace intercuve - Google Patents

Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides, utilisant une convection forcee dans l'espace intercuve Download PDF

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WO2013124398A1
WO2013124398A1 PCT/EP2013/053520 EP2013053520W WO2013124398A1 WO 2013124398 A1 WO2013124398 A1 WO 2013124398A1 EP 2013053520 W EP2013053520 W EP 2013053520W WO 2013124398 A1 WO2013124398 A1 WO 2013124398A1
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gas
space
vessel
ramp
tank
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Application number
PCT/EP2013/053520
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Inventor
Guy Marie GAUTIER
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Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
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    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a system for evacuating the residual power (in English, decay heat removal) of a fast neutron nuclear reactor, cooled by a liquid metal.
  • reactors which are cooled by liquid lead or a liquid lead-bismuth alloy, but more particularly to those which are cooled by liquid sodium.
  • a sodium-cooled fast neutron reactor (sodium-cooled fast neutron reactor), more simply called a sodium fast reactor or SFR, usually comprises a vessel in which the core of the reactor is located. .
  • This tank is closed on the top by a slab so that the primary sodium, which circulates in the tank, does not come into contact with the outside air. All the components of the tank, such as exchangers, pumps and pipes, pass through this slab vertically so that they can be dismantled by lifting them vertically by means of a lifting device.
  • the reactor vessel called the main vessel, is usually hung on the slab: it is attached to it by its upper part. This arrangement allows the tank to expand freely from below depending on its temperature.
  • this main tank is placed in another tank, called safety vessel (in English, safety vessel), which is also generally hung on the slab.
  • safety vessel in English, safety vessel
  • the interval between the two tanks is generally a few tens of centimeters.
  • sodium is recovered in the inter-vessel space. This prevents too much sodium loss inside the main tank. This allows proper cooling of the heart.
  • the space intercuve is also used to allow the passage of a robot intended for the inspection of the tanks.
  • it contains a gas that is chemically neutral to sodium. Nitrogen is generally used at a pressure close to atmospheric pressure.
  • the two tanks are made of a steel which is chemically compatible with sodium, and with the operating temperature of the reactor, namely 400 ° C to 450 ° C.
  • SFRs loop-type SFRs
  • SFRs integrated-type SFRs
  • a loop type reactor has an intermediate heat exchanger and means for pumping primary sodium. They are located on one or more loops, placed outside the main tank.
  • FIG. 1 An example of such a reactor is schematically illustrated in Figure 1.
  • the arrows 2 symbolize the movement of primary sodium 3.
  • the latter passes through the core 4 to carry the heat that is produced there.
  • the primary sodium opens out in an area 6 of the main vessel 8 of the reactor, zone commonly called "hot collector”.
  • a pipe 10 opens into the hot manifold to suck the primary sodium and lead it to the intermediate heat exchanger (not shown), where it transfers the heat to the secondary sodium.
  • the primary sodium is sucked by a pump (not shown) and sent directly to the inlet 11 of the core, located below it, via a pipe 12.
  • the references 14 and 16 respectively designate the safety tank and the closure slab of the reactor
  • the reference 17 designates the core cover (in English, above core structure) which contains the instrumentation for monitoring ( in English, monitoring) of the heart.
  • the intermediate exchanger and the pumping means of the primary sodium are fully located in the main vessel. This prevents the primary circuit from leaving the tank. This is an important safety advantage over a loop-type reactor.
  • FIG. 1 An example of an integrated type reactor is schematically shown in FIG. 1
  • the primary sodium passes through the core 18 to carry away the heat that is produced there.
  • the primary sodium arrives in a zone 20 of the main vessel 22 of the reactor. This zone 20 is commonly called "hot collector”.
  • This hot collector is separated from another zone 26, called “cold collector", by a wall 28 forming an inner vessel.
  • a volume of a chemically neutral gas vis-à-vis sodium, typically argon, is between the free surfaces of these collectors and the slab 24 of the reactor closure.
  • the primary sodium passes from the hot collector 20 to the cold collector 26 through the intermediate heat exchanger 30.
  • the latter serves to transfer heat from the primary sodium to a secondary circuit (not shown).
  • the primary sodium is moved inside the main tank 22 by one or more pumps, such as the pump 32, which take the primary sodium into the cold collector 26 and return it to the core 18 , according to a path symbolized by the dotted lines 33.
  • the reference 34 designates the reactor safety tank and the reference 35 designates the heart cover plug comprising the instrumentation for monitoring the core.
  • any nuclear power reactor must have circuits for evacuating the residual power of the core of the reactor, whose general architecture must be compatible with the normal operation of the reactor.
  • a loop type or integrated type reactor generally comprises one or more specific heat exchangers, such as the exchanger 36 of FIG. 2, which have a function of evacuation of the residual power. These exchangers are vertical, pass through the slab 24 for closing the reactor and are immersed in the sodium of the hot collector. Because of their function, these exchangers are smaller in size than the intermediate exchangers.
  • the heat transfer then takes place from the primary sodium to the main tank 22, from the latter to the safety tank 34, and then from this tank 34 to an external cold source (not shown), generally via a series of pipes that are welded to the outside of the safety tank 34 and form a coil 38 in which circulates a coolant.
  • heat transfer is by conduction through the primary sodium or by convection thereof within the main vessel.
  • the safety tank 34 to the external cold source, it is done by convection thanks to the coolant circulating in the coil 38.
  • the power transmissible through the latter is a function of the temperature difference between the main vessel and the safety vessel, and the coefficient emissivity. Since the natural convection transfer coefficient is low (a few watts per square meter and per degree Celsius), the heat transfer, symbolized by the arrows 42, is effected essentially by radiation. The evacuated power is thus proportional to the exchange surface, useful surface between the two tanks 22 and 24.
  • the maximum thermal power of a reactor is, as an indication, of the order of 1000 MW if one wants to use the main tank to evacuate the residual power.
  • the closure slab of the reactor to which are attached the main tank and the safety tank, is held on a concrete shell.
  • the latter forms a reactor pit in which the reactor is located.
  • the concrete must not rise to excessive temperatures, that is to say temperatures close to 100 ° C. It is then necessary to cool it. This is done using a coil that is embedded in the concrete and in which water circulates.
  • thermal insulation is used.
  • the latter is the result of the interveve space which forms a gas blade, and therefore a thermal insulator, between the main tank and the safety tank.
  • the space intercuve must play the role of thermal insulation in normal operation and the role of thermal conductor in degraded operating situations, to promote the evacuation of residual power.
  • the intercuve space is provided with vertical partitions and a neutral gas flows vertically between these partitions. Traffic flows up between two partitions and down between two other partitions, located next to the previous ones. In addition, the circulation occurs naturally thanks to large chimneys that are located above the reactor.
  • the partitions between the two tanks of the reactor can induce longitudinal stresses on these tanks because the latter are thermally dilated by a few centimeters as a function of the temperatures corresponding to different areas of operation.
  • the present invention relates to a system for evacuating the residual power of a fast neutron nuclear reactor, making it possible to evacuate this residual power even in the case of a high-power reactor.
  • the invention uses a forced convection in the intercuve space.
  • the subject of the invention is a system for evacuating the residual power of a fast neutron nuclear reactor, cooled by a liquid metal, the reactor comprising two tanks, namely a main tank and a safety tank. which surrounds the main vessel and is separated from it by a main space called an intercuve space, filled with a gas which is chemically inert with respect to the liquid metal, the two tanks each having a cylindrical upper part, around a vertical common geometric axis, and a lower part, the system comprising a thermally conductive wall disposed around and facing the outer face of at least the upper part of the main vessel, and a device for cooling the thermally conductive wall, characterized in that it further comprises a device for rotating the gas in a secondary space separating the main tank from the thermal wall.
  • the device thus permitting a heat transfer from the main tank to the thermally conductive wall by forced convection.
  • the device for rotating the gas comprises one or more ramps (in English, spray booms), each ramp extending in the secondary space and having a part vertical whose top is adapted to receive the gas and which extends over the entire height of the upper part of the main vessel and comprises first nozzles (in English, jet pipes) substantially horizontal, having the same substantially orthoradial orientation, distributed along the vertical portion to eject the gas into the secondary space.
  • the cross section of each ramp decreases from top to bottom of the ramp.
  • each ramp further comprises a deformable bottom portion, provided with second nozzles, which extends the vertical portion and extends facing the lower portion of the main vessel to bring the gas in rotation around it.
  • each ramp may comprise:
  • tubular segments which are straight and rigid and are provided with second nozzles
  • the device for rotating the gas comprises several ramps which are regularly distributed in the secondary space.
  • each ramp is advantageously oblong.
  • the system, object of the invention further comprises one or more gas extraction openings at the top of the upper part of the safety tank.
  • this system then further comprises a gas circuit which is outside the intercuve space and comprises:
  • the thermally conductive wall is an auxiliary wall disposed in the intercuve space.
  • the thermally conductive wall is constituted by the safety tank, so that the secondary space coincides with the intercuve space.
  • the gas is selected from nitrogen, helium and a mixture of nitrogen and helium.
  • Document [1] relates to the passive evacuation of heat by conduction, radiation and natural convection.
  • the system he describes is insufficient for high power.
  • this system circulates fluids vertically, from top to bottom and vice versa while in the present invention the gas flows around the geometric axis common to the two tanks and therefore circulates substantially circumferentially.
  • the circulation of the gas serves to improve the thermal transfer between the main tank and the cold wall, which is not realized in document [1].
  • the present invention is used only when one wants to evacuate the residual power of the reactor: in normal operation, the gas contained in the intercuve space is not set in motion and serves as thermal insulation; and in case of degraded operation, the gas is set in motion and serves as a thermal conductor.
  • the device for moving the gas passes through the slab of the reactor whereas in the present invention, it is preferably used one or more ramps which are located under this slab.
  • the gas circuit mentioned above, advantageously used in the present invention comprises at least one heat exchanger which participates in the cooling of the reactor, while nothing of such is provided in document [2].
  • FIG. 1 schematically illustrates the principle of a loop-type SFR and has already been described
  • FIG. 2 schematically illustrates the principle of an integrated type SFR and the cooling principle of the main vessel of this reactor, by radiation between this vessel and the safety vessel, and has already been described
  • FIG 3 is a schematic and partial view of a particular embodiment of the system object of the present invention.
  • FIG. 4 is a schematic view of an example of a gas circuit that can be used with the system represented in FIG. 3;
  • FIG 5 is a schematic and partial longitudinal sectional view of the annular gap between the two tanks of the reactor which is provided with the system shown in Figure 3, and shows the mounting of the multi-jet ramp being part of of this system,
  • FIG. 6 is a schematic cross-sectional view of this multi-jet ramp
  • FIG 7 is a schematic longitudinal sectional view of the intercuve space, at a passage which is provided for an inspection robot and also serves for the extraction of gas,
  • FIG 8 is a developed view of the center of the main tank to the safety tank of the intercuve space, to visualize the shape of the gas flow of the intercuve space, induced by the jets of gas leaving the multi-jet ramps,
  • FIG 9 is a schematic and partial view of another example of the invention, installed in an SFR whose safety tank is placed, and
  • FIG 10 is a schematic and partial view of another example of the invention, wherein an auxiliary wall is provided in the intercuve space to recover the heat from this space.
  • the invention consists in improving the means of evacuation of the residual power in the intercuve space by rotating the gas therein.
  • FIG. 3 An example of the system which is the subject of the invention is diagrammatically shown in FIG. 3.
  • the system is intended to evacuate the residual power of a fast neutron nuclear reactor cooled by liquid sodium.
  • This reactor comprises a main tank 44 and a safety tank 46. The latter surrounds the main tank and is separated by an intercuve space 48 which allows recovery of sodium in case of leakage of the main tank.
  • the two tanks each have an upper portion of cylindrical shape, about a vertical common geometric axis X, and a lower portion of rounded shape.
  • the upper part of the main tank (respectively of the safety tank) has the reference 50 (respectively 51) and its lower part, the reference 52 (respectively 53).
  • the main vessel 44 is closed by a closure slab 54 (partially shown in FIG. 3) and contains the entire reactor: according to the integrated or loop type of the latter, the vessel 44 contains the sodium, the core, the support means thereof, and possibly other components such as pumps and heat exchangers if the reactor is of integrated type. For the sake of simplicity, the contents of the main tank 44 are not shown.
  • the safety tank 46 is provided with a cooling system.
  • this system is placed outside the tank 46 and consists of a bundle of tubes 56 forming a coil. In these tubes, a heat transfer fluid is circulated for extracting heat from the safety tank 46.
  • the latter is made of steel, as we saw above, and it is therefore thermally conductive (and it is the same for the main tank).
  • the bundle of tubes 56 is for example fixed to this tank 46 by welding or by plating and bonding with a thermal paste.
  • the safety tank 46 is suspended from the closure slab 54 or anchored in the pit (not shown) which supports the entire reactor.
  • the space 48 intercuve contains a gas that is chemically inert vis-à-vis the liquid sodium and whose pressure is close to the pressure outside the safety tank 46. This pressure is generally close to atmospheric pressure .
  • the system, object of the invention comprises a device 49 for rotating the gas in the interveve space 48, about the axis X, over the entire height of the upper portion 50 of the main tank.
  • the rotation of the gas is symbolized by the arrow 58; it allows a heat transfer from the main tank 44 to the safety tank 46 by forced convection, in addition to the heat transfer by radiation.
  • the device 49 for rotating the gas comprises one or more multi-jet ramps 60.
  • they are preferably regularly distributed in the annular space intercuve 48.
  • FIG. which we will come back to later, illustrates this: we see some ramps that are regularly spaced from each other.
  • Each ramp 60 ( Figure 3) comprises a vertical portion, consisting of a pipe 62 which extends in the interspace, over the entire height of the upper portion 50 of the main vessel, of cylindrical shape.
  • This pipe 62 comprises substantially horizontal nozzles 64 which have the same substantially ortho-radial orientation and are distributed along the pipe 62; and the top of the latter is adapted to receive the gas under high pressure, which is symbolized by the arrow 65.
  • each ramp generates jets of high pressure gas 66 in the intercuve space, substantially tangential to X-axis circles, and sets in motion the gas that is in this space.
  • an opening 68 which makes it possible to introduce, in the interveve space 48, a robot for inspecting the two tanks 44 and 46 by means of a 69. This issue will be revisited in the description of FIG. 7.
  • the opening 68 also serves to extract the gas from the space 48.
  • FIG. 4 is a schematic view of an example of a gas circuit that can be used with the system of FIG. 3.
  • This gas circuit 70 is outside the interchange space and comprises successively:
  • a device 76 for increasing the pressure of the gas for example a compressor or a fan, and
  • the device 76 also makes it possible to draw the gas through each opening 68 so that the gas circuit 70 also constitutes a gas pumping system.
  • the size of the multi-jet ramp 60 (FIG. 3) must be as small as possible so as not to hinder the circumferential flow of the gas around the main tank 44.
  • multi-jet ramps such as the ramp 60
  • holes such as the hole 82, which are arranged in the closure slab 54, at the right of these ramps, and whose form is of course intended to allow the passage of ramps.
  • a duct 86 connected to the outlet 78 of the circuit 70 of FIG. 4, is provided for bringing the gas into the vertical pipe 62 of the ramp 60 through the top of this pipe.
  • This duct 86 is connected substantially horizontally to this vertex.
  • the connection may be fixed, for example welding type, or otherwise removable, for example screw type 88, for inspection.
  • a sealing device 89 is provided where the gas supply duct 86 passes through the safety tank 46, to prevent leakage of the gas that is contained in the interveve space 48.
  • Ramps whose cross section decreases from top to bottom thereof, or at least from top to bottom of their respective vertical pipes, may be used. This reduction makes it possible to compensate for the decrease in the flow of the gas from the top to the bottom of the ramps, because of its ejection by the nozzles.
  • the cross-sectional decrease can be obtained by keeping the width I of the section (which is oblong in the case of FIG. 6 constant) and decreasing the length L thereof. .
  • This length L can even gradually decrease to the value I, in which case the cross section becomes substantially circular.
  • the gas of the intercuve space 48 is rotated around the main tank, at a height corresponding to the length of the vertical pipe 62 of the multi-jet ramp 60. This length corresponds to the right height. (upper part 50) of the main vessel 44 of the reactor.
  • the zone of the intercuve space 48 which is situated at the level of the lower part of the tank 44, is that is to say at the level of the rounded area of the bottom of this tank (lower part 52), is poorly or little rotation.
  • the vertical part 62 of the multi-jet ramp 60 is extended by a lower portion 90 provided with nozzles and extending facing the lower part 52 of the main vessel, as shown in Figure 5.
  • this lower portion 90 must be deformable in order to marry the rounded shape of the main tank 44.
  • each multi-jet ramp such as the multi-jet ramp 60
  • the extraction of the gas from the intercuve space 48 takes place via one or more conduits 100, provided at the upper part of the safety tank 46.
  • opening or the openings 68 which make it possible to access the intercuve space 48. They are located around the reactor and, as we have seen, also serve for the passage of a robot for inspecting main vessel 44 and safety vessel 46.
  • each opening 68 is connected to a duct 100.
  • a stitch 69 is provided on this conduit 100 for the passage of the robot.
  • This stitching 69 is located under the closure slab 54 but opens at the upper part thereof by an opening 104 which can be closed by a plug 106.
  • the system for forced circulation of the gas in the space intercuve 48 has no component of arrival or extraction of this gas above the slab 54. This avoids any risk of degradation of all residual power evacuation systems.
  • the gas is injected into the intercuve space 48 via each multi-jet manifold 60 and sets the gas in motion. in this space.
  • a helical flow of gas is thus formed from the lower portion of the intercuve space 48 to the outlet openings 68 which are located at the top of this space.
  • FIG. 8 This is schematically illustrated in FIG. 8.
  • the helical flow 108, the high-speed gas jets 66, issuing from the nozzles 64 which are fixed on the multi-jet ramps 60, and the openings 68 making it possible to evacuate the gas.
  • FIG. 8 only three of the multi-jet ramps have been shown; and, in this example, two openings 68 are provided between two adjacent ramps. It is recalled however that only one ramp and one opening can be provided in the intercuve space.
  • the heat is extracted from the main tank by the cooling system 56 ( Figure 7) which is fixed on the safety tank.
  • the rotation of the gas in the intercuve space significantly improves the heat exchange between the main vessel and the safety vessel.
  • a gas which is chemically neutral to sodium is generally employed.
  • This gas is conventionally nitrogen but can also be helium or a mixture of helium and nitrogen.
  • the use of such a mixture makes it possible to improve the thermal properties of the gas, in particular by taking advantage of a better thermal conductivity of helium with respect to nitrogen, and a better density of nitrogen by compared to helium.
  • a conduit 110 for introducing the gas mixture into the gas circuit 70, for example at the inlet 72 of this circuit.
  • a nitrogen reservoir 112 and a helium reservoir 114 are connected to the conduit 110 via a gas switch 116 for adjusting the composition of the mixture that is introduced into the gas circuit.
  • the intercuve space could be filled only with nitrogen.
  • the gas circuit 70 is provided with a gas concentration control system and a system for controlling the gas pressure in the interchange space so that this pressure remains within the range of the permitted pressures. .
  • the temperature of the main tank is close to 620 ° C, which is much lower than the temperature of 813 ° C, obtained with the same SFR, the same gas, the same height and width of the space intercuve and the same thermal power to be evacuated but without the system according to the invention.
  • about 40% of the power extracted by it is by radiation, about 30% by conduction, and about 30% by the pumping system of the gas (gas circuit of FIG. 4) which comprises at least one exchanger.
  • this gas pumping system In normal operation of the reactor, this gas pumping system is stopped. The gas contained in the intercuve space is then static. In this operating situation, the main vessel is at a temperature of about 400 ° C.
  • the cooling system of the safety tank extracts the heat of leakage so that the civil engineering structures, not shown in the figures and located beyond the safety tank, are at temperatures of the order of a few tens degrees Celsius.
  • the gas gap formed by the interchanger space then acts as a thermal insulator to minimize thermal leakage, as in known SFR designs.
  • the multi-jet ramps may be replaced by at least one vertical row of small fans, extending the full height of the vertical portion of the tanks.
  • the axes of rotation of the fans are then oriented as the nozzles of the same multi-jet ramp: these axes are substantially horizontal and have the same substantially orthoradial orientation.
  • the safety tank 46 is hung and hooked to the closure slab 54 and the bottom (lower part 53) of this vessel is of rounded shape; and it is the same for the main tank 44.
  • the invention can also be implemented in the case where the safety tank 46 is placed on the bottom of the vessel well 117 (while the main vessel remains suspended and hooked to the closure slab). The lower part 53 of this tank 46 is then substantially flat (while the lower part of the main tank retains a rounded shape). This is schematically illustrated in Figure 9.
  • the safety tank 46 is connected to the closure slab 54 by a flexible bellows-type seal 118 to preserve the confinement of the interchange space 48.
  • the invention is implemented as in the example described with reference to FIG. 3: the multi-jet ramp (s), such as the ramp (60), are still placed in the annular intercuve space to the gas in motion.
  • the safety tank 46 made of steel constitutes a thermally conductive wall which is arranged around and facing the face external of the upper portion 50 of the main vessel 44 (the inner face of the latter being the one that is in contact with the liquid sodium). And this wall, constituted by the tank 46, is provided with a cooling device 56 (FIG. 3).
  • the invention is not limited to this embodiment: it can be implemented by means of an auxiliary thermally conductive wall, separate from the safety tank, as shown schematically in FIG. that the latter corresponds to the case described above, where the lower part of the safety tank is flat. But the particular embodiment using the wall auxiliary can be implemented in the case where the two tanks 44 and 46 have rounded lower parts.
  • the auxiliary wall is a plate 120 which is for example made of the same steel as the two tanks, to be compatible with the sodium from the chemical point of view and with the operating temperature of the reactor. .
  • the plate 120 is placed in the intercuve space 48, facing the outer face of the upper portion 50 of the main vessel 44 and surrounds this outer face. To do this, one can use a cylindrical wall.
  • the plate 120 still allows to recover heat from the intercuve space.
  • the space 122 between this plate 120 and the main vessel constitutes a secondary space in which the multi-jet ramp (s) is arranged, as can be seen in FIG. 10. It should be noted that this secondary space coincides with the space intercuve when the thermally conductive wall is constituted by the safety tank (see for example Figure 9).
  • the plate 120 is provided with a cooling device 124. In the example described, it is still a bundle of tubes forming a coil. As can be seen, this coil is placed facing the inner face of the safety tank 46.
  • the face of the wall 120, facing the main vessel be smooth in order to limit the pressure drop when the gas contained in the interchange space is rotated in the secondary space 122 to the average of the multi-jet ramp (s).
  • the wall 120 By placing the wall 120, provided with the cooling device 124, as close as possible to the safety tank, the rotation of the gas is minimally disturbed. And the space between the wall 120 and the safety tank 46 can be used to pass pipes 126 for cooling a possible corium recuperator 128, placed at the bottom of the safety tank 46 as seen in Figure 10.

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Abstract

Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, utilisant une convection forcée dans l'espace intercuve. Le réacteur, de préférence refroidi par du sodium liquide, comprend une cuve principale (44) et une cuve de sécurité (46), séparée de la cuve principale par un espace intercuve (48), rempli d'un gaz chimiquement inerte vis-à-vis du sodium. Les deux cuves ont chacune une partie supérieure (50, 51) de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical (X), et une partie inférieure (52, 53). Selon l'invention, le système comprend un dispositif (49) de mise en rotation du gaz par exemple dans l'espace intercuve, autour de l'axe commun, au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale, pour transférer de la chaleur de la cuve principale à la cuve de sécurité par convection forcée.

Description

SYSTEME D'EVACUATION DE LA PUISSANCE RESIDUELLE D'UN REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES, UTILISANT UNE CONVECTION FORCEE DANS L'ESPACE INTERCUVE
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention concerne un système d'évacuation de la puissance résiduelle (en anglais, decay heat removal) d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide.
Elle s'applique notamment aux réacteurs qui sont refroidis par du plomb liquide ou par un alliage plomb-bismuth liquide, mais plus particulièrement à ceux qui sont refroidis par du sodium liquide.
ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE
Un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (en anglais, sodium- cooled fast neutron reactor), plus simplement appelé réacteur rapide au sodium (en anglais, sodium fast reactor) ou SFR, comporte habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur du réacteur.
Cette cuve est fermée sur le dessus par une dalle afin que le sodium primaire, qui circule dans la cuve, ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants dont est pourvue la cuve, tels que les échangeurs, les pompes et les tuyaux, traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement au moyen d'un dispositif de levage.
La cuve du réacteur, dite cuve principale (en anglais, main vessel), est généralement pendue à la dalle : elle lui est accrochée par sa partie supérieure. Cette disposition permet à la cuve de se dilater librement par le bas en fonction de sa température.
Pour des raisons de sûreté, cette cuve principale est placée dans une autre cuve, dite cuve de sécurité (en anglais, safety vessel), qui est aussi généralement pendue à la dalle. L'intervalle entre les deux cuves est en général de quelques dizaines de centimètres. En cas de fuite de la cuve principale, le sodium est récupéré dans l'espace intercuve (en anglais, inter-vessel space). On évite ainsi une trop grande perte de sodium à l'intérieur de la cuve principale. Cela permet un refroidissement correct du cœur.
L'espace intercuve est également utilisé pour permettre le passage d'un robot destiné à l'inspection des cuves. De plus, il contient un gaz qui est chimiquement neutre vis-à-vis du sodium. On utilise généralement de l'azote à une pression voisine de la pression atmosphérique. En outre, les deux cuves sont constituées d'un acier qui est compatible avec le sodium du point de vue chimique, et avec la température de fonctionnement du réacteur, à savoir 400°C à 450°C.
On connaît deux grandes familles de SFR : les SFR de type à boucles (en anglais, loop-type SFRs) et les SFR de type intégré (en anglais, pool-type SFRs).
Un réacteur de type à boucles comporte un échangeur de chaleur intermédiaire et des moyens de pompage du sodium primaire. I ls sont situés sur une ou plusieurs boucles, placées en dehors de la cuve principale.
Un exemple d'un tel réacteur est schématiquement illustré par la figure 1. Sur cette dernière, les flèches 2 symbolisent le mouvement du sodium primaire 3. Ce dernier traverse le cœur 4 pour emporter la chaleur qui y est produite. A la sortie du cœur, le sodium primaire débouche dans une zone 6 de la cuve principale 8 du réacteur, zone couramment appelée « collecteur chaud ».
Pour chaque boucle du réacteur, un tuya u 10 débouche dans le collecteur chaud pour aspirer le sodium primaire et le conduire vers l'échangeur intermédiaire (non représenté), où il cède la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l'échangeur intermédiaire, le sodium primaire est aspiré par une pompe (non représentée) et directement envoyé à l'entrée 11 du cœur, située sous celui-ci, par l'intermédiaire d'un tuyau 12.
Sur la figure 1, les références 14 et 16 désignent respectivement la cuve de sécurité et la dalle de fermeture du réacteur, et la référence 17 désigne le bouchon couvercle cœur (en anglais, above core structure) qui contient l'instrumentation pour la surveillance (en anglais, monitoring) du cœur. Dans un réacteur de type intégré, l'échangeur intermédiaire et les moyens de pompage du sodium primaire sont intégralement situés dans la cuve principale. On évite ainsi de faire sortir le circuit primaire de la cuve. Cela constitue un avantage important en ce qui concerne la sûreté, par rapport à un réacteur de type à boucles.
Un exemple d'un réacteur de type intégré est schématiquement représenté sur la figure 2.
En fonctionnement normal du réacteur, le sodium primaire traverse le cœur 18 pour emporter la chaleur qui y est produite. A la sortie du cœur, le sodium primaire arrive dans une zone 20 de la cuve principale 22 du réacteur. Cette zone 20 est couramment appelée « collecteur chaud ».
Ce collecteur chaud est séparé d'une autre zone 26, appelée « collecteur froid », par une paroi 28 formant une cuve interne.
Les parties supérieures respectives du collecteur chaud et du collecteur froid sont ouvertes. Un volume d'un gaz chimiquement neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'argon, est compris entre les surfaces libres de ces collecteurs et la dalle 24 de fermeture du réacteur.
Le sodium primaire passe du collecteur chaud 20 au collecteur froid 26 en traversant l'échangeur de chaleur intermédiaire 30. Ce dernier sert à transférer la chaleur du sodium primaire vers un circuit secondaire (non représenté).
Dans un réacteur de type intégré, le sodium primaire est mu à l'intérieur de la cuve principale 22 par une ou plusieurs pompes, telles que la pompe 32, qui prennent le sodium primaire dans le collecteur froid 26 et le renvoient dans le cœur 18, selon un trajet symbolisés par les pointillés 33.
Sur la figure 2, la référence 34 désigne la cuve de sécurité du réacteur et la référence 35 désigne le bouchon couvercle cœur comportant l'instrumentation pour surveiller le coeur.
En dehors du fonctionnement normal, tout réacteur nucléaire de puissance doit disposer de circuits d'évacuation de la puissance résiduelle du cœur du réacteur, dont l'architecture générale doit être compatible avec le fonctionnement normal du réacteur.
Un réacteur de type à boucles ou de type intégré comprend généralement un ou plusieurs échangeurs spécifiques, tel que l'échangeur 36 de la figure 2, qui ont une fonction d'évacuation de la puissance résiduelle. Ces échangeurs sont verticaux, traversent la dalle 24 de fermeture du réacteur et sont immergés dans le sodium du collecteur chaud. De par leur fonction, ces échangeurs ont une taille plus petite que les échangeurs intermédiaires.
Le fait que l'ensemble des composants du réacteur, notamment l'échangeur de chaleur intermédiaire et chaque échangeur spécifiquement destiné à l'évacuation de la puissance résiduelle, traversent la dalle de fermeture constitue une défaillance potentielle par mode commun (en anglais, potential common-mode failure).
En effet, si par exemple un incident survenait sur la dalle, l'ensemble des systèmes traversant celle-ci pourrait être endommagé. Cela conduirait à une indisponibilité totale des systèmes d'évacuation de la puissance résiduelle. Pour évacuer celle-ci, on a donc prévu un chemin thermique qui ne traverse pas la dalle de fermeture du réacteur mais la cuve principale de celui-ci.
Le transfert de chaleur s'effectue alors du sodium primaire vers la cuve principale 22, de cette dernière vers la cuve de sécurité 34, puis de cette cuve 34 vers une source froide externe (non représentée), généralement par l'intermédiaire d'une série de tuyaux qui sont soudés à l'extérieur de la cuve de sécurité 34 et forment un serpentin 38 dans lequel circule un fluide caloporteur.
Du cœur 18 jusqu'à la cuve principale 22, le transfert de chaleur s'effectue par conduction à travers le sodium primaire ou par convection de celui-ci à l'intérieur de la cuve principale. De la cuve de sécurité 34 vers la source froide externe, il s'effectue par convection grâce au fluide caloporteur qui circule dans le serpentin 38. De la cuve principale 22 vers la cuve de sécurité 34, il s'effectue par rayonnement et par convection naturelle dans le gaz contenu dans l'espace intercuve 40.
La puissance transmissible à travers ce dernier est fonction de la différence de température entre la cuve principale et la cuve de sécurité, et du coefficient d'émissivité. Le coefficient de transfert par convection naturelle étant faible (quelques watts par mètre carré et par degré Celsius), le transfert de chaleur, symbolisé par les flèches 42, s'effectue essentiellement par rayonnement. La puissance évacuée est ainsi proportionnelle à la surface d'échange, surface utile entre les deux cuves 22 et 24.
Or, une étude sur la conception des SFR en fonction de leur puissance montre que la puissance thermique du cœur croît beaucoup plus vite que la surface d'échange. Donc, pour un réacteur de petite puissance thermique, par exemple un réacteur dont la puissance du coeur vaut 500 MW, il est possible d'évacuer la puissance résiduelle par la cuve principale, mais il n'est pas possible de faire cela pour un réacteur de forte puissance thermique, par exemple 1500 MW.
En fait, on trouve que la puissance thermique maximale d'un réacteur est, à titre indicatif, de l'ordre de 1000 MW si l'on veut utiliser la cuve principale pour évacuer la puissance résiduelle.
Par ailleurs, on sait que la dalle de fermeture du réacteur, à laquelle sont accrochées la cuve principale et la cuve de sécurité, est maintenue sur une virole en béton. Cette dernière forme un puits de cuve dans lequel se trouve le réacteur. Pour des raisons de tenue mécanique, le béton ne doit pas monter à des températures excessives, c'est-à-dire des températures voisines de 100°C. Il est alors nécessaire de le refroidir. Ceci est réalisé à l'aide d'un serpentin qui est inclus dans le béton et dans lequel circule de l'eau.
En fonctionnement normal, c'est-à-dire lorsque le réacteur est en puissance, la cuve principale est chaude vers 400°C. Il y a donc un flux de chaleur de la cuve principale vers le béton du puits de cuve, via la cuve de sécurité. Ce flux de chaleur traverse l'espace intercuve.
Pour minimiser le flux de chaleur vers le béton du puits de cuve et éviter de dégrader le rendement de l'installation, on utilise une isolation thermique. Cette dernière résulte de l'espace intercuve qui forme une lame de gaz, et donc un isolant thermique, entre la cuve principale et la cuve de sécurité. Ainsi l'espace intercuve doit-il jouer le rôle d'isolant thermique en fonctionnement normal et le rôle de conducteur thermique dans des situations de fonctionnement dégradé, pour favoriser l'évacuation de la puissance résiduelle.
Un moyen d'améliorer cette évacuation consiste à faire circuler un gaz dans l'espace intercuve. A ce sujet, on se reportera au document suivant :
[1] US 5,499,277, Method and apparatus for enhancing reactor air- cooling System performance.
Selon ce document, l'espace intercuve est pourvu de cloisons verticales et un gaz neutre circule verticalement entre ces cloisons. La circulation s'effectue vers le haut entre deux cloisons et vers le bas entre deux autres cloisons, situées à côté des précédentes. De plus, la circulation s'effectue naturellement grâce à de grandes cheminées qui sont situées au-dessus du réacteur.
Une telle conception ne permet pas d'évacuer correctement la puissance résiduelle dans le cas d'un réacteur de forte puissance. De plus, le cloisonnement vertical présente deux inconvénients :
-une défaillance partielle de la circulation du gaz dans un cloisonnement induit des différences azimutales de température et donc des contraintes thermiques qui peuvent être préjudiciables à la tenue de la cuve principale ; et
-les cloisons entre les deux cuves du réacteur peuvent induire des contraintes longitudinales sur ces cuves car ces dernières se dilatent thermiquement de quelques centimètres en fonction des températures correspondant à différents domaines de fonctionnement.
On se reportera aussi au document suivant :
[2] FR 2 283 521, Dispositif de refroidissement pour attentes de cuves d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides.
Ce document concerne donc simplement le refroidissement des attentes de cuves (en anglais, vessel suspension System) du réacteur et non pas l'évacuation de la puissance résiduelle de celui-ci. EXPOSÉ DE L'INVENTION
La présente invention concerne un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, permettant d'évacuer cette puissance résiduelle même dans le cas d'un réacteur de forte puissance.
Pour ce faire, l'invention utilise une convection forcée dans l'espace intercuve.
De façon précise, l'invention a pour objet un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, le réacteur comprenant deux cuves, à savoir une cuve principale et une cuve de sécurité qui entoure la cuve principale et en est séparée par un espace principal appelé espace intercuve, rempli d'un gaz qui est chimiquement inerte vis-à-vis du métal liquide, les deux cuves ayant chacune une partie supérieure de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical, et une partie inférieure, le système comprenant une paroi thermiquement conductrice disposée autour et en regard de la face externe d'au moins la partie supérieure de la cuve principale, et un dispositif de refroidissement de la paroi thermiquement conductrice, système caractérisé en ce qu'il comprend en outre un dispositif de mise en rotation du gaz dans un espace secondaire séparant la cuve principale de la paroi thermiquement conductrice, la mise en rotation ayant lieu autour de l'axe géométrique commun vertical, au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale (et seulement lorsque l'on veut évacuer la puissance résiduelle), le dispositif permettant ainsi un transfert de chaleur de la cuve principale à la paroi thermiquement conductrice par convection forcée.
Selon un mode de réalisation préféré du système, objet de l'invention, le dispositif de mise en rotation du gaz comprend une ou plusieurs rampes (en anglais, spray booms), chaque rampe s'étendant dans l'espace secondaire et comportant une partie verticale dont le sommet est adapté pour recevoir le gaz et qui s'étend sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale et comporte des premières buses (en anglais, jet pipes) sensiblement horizontales, ayant une même orientation sensiblement orthoradiale, réparties le long de la partie verticale pour éjecter le gaz dans l'espace secondaire. Selon un mode de réalisation préféré de l'invention, la section transversale de chaque rampe diminue de haut en bas de la rampe.
De préférence, chaque rampe comporte en outre une partie inférieure déformable, pourvue de secondes buses, qui prolonge la partie verticale et s'étend en regard de la partie inférieure de la cuve principale pour mettre le gaz en rotation autour de celle-ci.
Dans ce cas, la partie inférieure de chaque rampe peut comporter :
-des segments tubulaires qui sont droits et rigides et sont pourvus des secondes buses, et
-des soufflets pour raccorder les segments tubulaires les uns aux autres.
De préférence, le dispositif de mise en rotation du gaz comprend plusieurs rampes qui sont régulièrement réparties dans l'espace secondaire.
Dans l'invention, la section transversale de chaque rampe est avantageusement oblongue.
De préférence, le système, objet de l'invention, comprend en outre une ou plusieurs ouvertures d'extraction du gaz au sommet de la partie supérieure de la cuve de sécurité.
De façon avantageuse, ce système comprend alors en outre un circuit de gaz qui est extérieur à l'espace intercuve et comprend :
-une entrée reliée à chaque ouverture d'extraction du gaz,
-un dispositif pour augmenter la pression du gaz,
-au moins un échangeur de chaleur, et
-une sortie reliée au sommet de la partie verticale de chaque rampe pour envoyer le gaz dans celle-ci.
Selon un premier mode de réalisation particulier de l'invention, la paroi thermiquement conductrice est une paroi auxiliaire, disposée dans l'espace intercuve.
Selon un deuxième mode de réalisation particulier de l'invention, la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité, de sorte que l'espace secondaire est confondu avec l'espace intercuve. De préférence, le gaz est choisi parmi l'azote, l'hélium et un mélange d'azote et d'hélium.
Revenons sur les documents [1] et [2] mentionnés plus haut. Aucun de ces deux documents ne pose ni ne résout le problème de l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de forte puissance.
Le document [1] concerne l'évacuation passive de la chaleur par conduction, rayonnement et convection naturelle. Le système qu'il décrit est insuffisant pour les fortes puissances. De plus, ce système fait circuler des fluides verticalement, de haut en bas et inversement alors que dans la présente invention le gaz circule autour de l'axe géométrique commun aux deux cuves et circule donc de façon sensiblement circonférentielle. De plus, dans la présente invention, la circulation du gaz a pour fonction d'améliorer le tranfert thermique entre la cuve principale et la paroi froide, ce qui n'est pas réalisé dans le document [1].
Quant au document [2], il concerne seulement le refroidissement des attentes de cuves, c'est-à-dire du sommet de la partie supérieure cylindrique des cuves principale et de sécurité. Ce refroidissement ne s'effectue donc pas sur toute la hauteur de cette partie supérieure. De plus, le refroidissement a lieu pendant le fonctionnement normal du réacteur.
Au contraire, la présente invention est utilisée seulement lorsque l'on veut évacuer la puissance résiduelle du réacteur : en fonctionnement normal, le gaz contenu dans l'espace intercuve n'est pas mis en mouvement et sert d'isolant thermique ; et en cas de fonctionnement dégradé, le gaz est mis en mouvement et sert de conducteur thermique.
De plus, le dispositif de mise en mouvement du gaz, divulgué par le document [2], traverse la dalle du réacteur alors que dans la présente invention, on utilise de préférence une ou plusieurs rampes qui sont situées sous cette dalle. En outre, le circuit de gaz mentionné plus haut, avantageusement utilisable dans la présente invention, comporte au moins un échangeur de chaleur qui participe au refroidissement du réacteur, alors que rien de tel n'est prévu dans le document [2]. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels :
-la figure 1 illustre schématiquement le principe d'un SFR de type à boucles et a déjà été décrite,
-la figure 2 illustre schématiquement le principe d'un SFR de type intégré et le principe de refroidissement de la cuve principale de ce réacteur, par rayonnement entre cette cuve et la cuve de sécurité, et a déjà été décrite,
-la figure 3 est une vue schématique et partielle d'un mode de réalisation particulier du système, objet de la présente invention,
-la figure 4 est une vue schématique d'un exemple de circuit de gaz qui est utilisable avec le système représenté sur la figure 3,
-la figure 5 est une vue en coupe longitudinale schématique et partielle de l'espace intercuve annulaire, compris entre les deux cuves du réacteur qui est pourvu du système représenté sur la figure 3, et montre le montage de la rampe multi-jets faisant partie de ce système,
-la figure 6 est une vue en coupe transversale schématique de cette rampe multi-jets,
-la figure 7 est une vue en coupe longitudinale schématique de l'espace intercuve, au niveau d'un passage qui est prévu pour un robot d'inspection et sert également à l'extraction du gaz,
-la figure 8 est une vue en développé du centre de la cuve principale vers la cuve de sécurité de l'espace intercuve, pour visualiser la forme de l'écoulement du gaz de l'espace intercuve, induit par les jets de gaz sortant des rampes multi-jets,
-la figure 9 est une vue schématique et partielle d'un autre exemple de l'invention, installé dans un SFR dont la cuve de sécurité est posée, et
-la figure 10 est une vue schématique et partielle d'un autre exemple de l'invention, dans lequel une paroi auxiliaire est prévue dans l'espace intercuve pour récupérer la chaleur provenant de cet espace. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
On rappelle que l'invention consiste à améliorer les moyens d'évacuation de la puissance résiduelle dans l'espace intercuve en mettant en rotation le gaz qui s'y trouve.
Un exemple du système, objet de l'invention, est schématiquement représenté sur la figure 3. Dans cet exemple, le système est destiné à évacuer la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par du sodium liquide. Ce réacteur comprend une cuve principale 44 et une cuve de sécurité 46. Cette dernière entoure la cuve principale et en est séparée par un espace intercuve 48 qui permet de récupérer le sodium en cas de fuite de la cuve principale.
Les deux cuves ont chacune une partie supérieure de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical X, et une partie inférieure de forme arrondie. La partie supérieure de la cuve principale (respectivement de la cuve de sécurité) a la référence 50 (respectivement 51) et sa partie inférieure, la référence 52 (respectivement 53).
La cuve principale 44 est fermée par une dalle de fermeture 54 (partiellement représentée sur la figure 3) et contient l'ensemble du réacteur : suivant le type intégré ou à boucles de ce dernier, la cuve 44 contient le sodium, le cœur, les moyens de support de celui-ci, et éventuellement d'autres composants tels que des pompes et des échangeurs de chaleur si le réacteur est de type intégré. Par souci de simplicité, le contenu de la cuve principale 44 n'est pas représenté.
La cuve de sécurité 46 est pourvue d'un système de refroidissement. Dans l'exemple, ce système est placé à l'extérieur de la cuve 46 et constitué d'un faisceau de tubes 56 formant un serpentin. Dans ces tubes, on fait circuler un fluide caloporteur chargé d'extraire de la chaleur de la cuve de sécurité 46.
Cette dernière est en acier, comme on l'a vu plus haut, et elle est donc thermiquement conductrice (et il en est de même pour la cuve principale).
Le faisceau de tubes 56 est par exemple fixé à cette cuve 46 par soudage ou par placage et collage à l'aide d'une pâte thermique. La cuve de sécurité 46 est suspendue à la dalle de fermeture 54 ou ancrée dans le puits de cuve (non représenté) qui supporte l'ensemble du réacteur.
L'espace intercuve 48 contient un gaz qui est chimiquement inerte vis-à- vis du sodium liquide et dont la pression est voisine de la pression régnant à l'extérieur de la cuve de sécurité 46. Cette pression est généralement voisine de la pression atmosphérique.
Dans l'exemple décrit, le système, objet de l'invention, comprend un dispositif 49 de mise en rotation du gaz dans l'espace intercuve 48, autour de l'axe X, sur toute la hauteur de la partie supérieure 50 de la cuve principale. La mise en rotation du gaz est symbolisée par la flèche 58 ; elle permet un transfert de chaleur de la cuve principale 44 à la cuve de sécurité 46 par convection forcée, en complément du transfert thermique par rayonnement.
Dans cet exemple, le dispositif 49 de mise en rotation du gaz comprend une ou plusieurs rampes multi-jets 60. Lorsqu'il y en a plusieurs, elles sont de préférence régulièrement réparties dans l'espace annulaire intercuve 48. La figure 8, sur laquelle on reviendra par la suite, illustre cela : on y voit quelques rampes qui sont régulièrement espacées les unes des autres.
Chaque rampe 60 (figure 3) comprend une partie verticale, constituée par un tuyau 62 qui s'étend dans l'espace intercuve, sur toute la hauteur de la partie supérieure 50 de la cuve principale, de forme cylindrique.
Ce tuyau 62 comporte des buses sensiblement horizontales 64 qui ont une même orientation sensiblement ortho-radiale et sont réparties le long du tuyau 62 ; et le sommet de ce dernier est adapté pour recevoir le gaz sous haute pression, ce que l'on a symbolisé par la flèche 65. Ainsi, chaque rampe engendre des jets de gaz 66 de haute pression dans l'espace intercuve, de façon sensiblement tangentielle à des cercles d'axe X, et met en mouvement le gaz qui se trouve dans cet espace.
Revenons sur l'orientation des buses. Celles-ci sont presque horizontales. En fait, l'écoulement du gaz autour de la cuve principale est légèrement hélicoïdal (on reviendra sur ce point par la suite). Cela signifie que l'écoulement est légèrement incliné. Dans le cas optimal, le jet de gaz qui sort des buses est parallèle à l'écoulement et il est donc aussi légèrement incliné. Pour ce faire, les buses sont également légèrement inclinées (par rappport à un plan horizontal).
Au sommet de la partie supérieure 51 de la cuve de sécurité 46, on trouve une ouverture 68 qui permet d'introduire, dans l'espace intercuve 48, un robot d'inspection des deux cuves 44 et 46 par l'intermédiaire d'un piquage 69. On reviendra sur cette question dans la description de la figure 7. L'ouverture 68 sert aussi à extraire le gaz de l'espace 48.
Dans un autre exemple (voir la figure 8), il y a plusieurs ouvertures du genre de l'ouverture 68 et le gaz est extrait par l'ensemble de ces ouvertures.
La figure 4 est une vue schématique d'un exemple de circuit de gaz qui est utilisable avec le système de la figure 3. Ce circuit de gaz 70 est extérieur à l'espace intercuve et comprend successivement :
-une entrée 72 reliée à une ou plusieurs ouvertures d'extraction du gaz telles que l'ouverture 68,
-un échangeur de chaleur 74 pour refroidir le gaz issu de l'espace intercuve 48,
-un dispositif 76 pour augmenter la pression du gaz, par exemple un compresseur ou un ventilateur, et
-une sortie 78 reliée au sommet 65 du tuyau 62 (ou aux sommets respectifs des tuyaux lorsqu'il y a plusieurs rampes 60 pour y envoyer le gaz.
Dans l'exemple représenté, il y a également un autre échangeur de chaleur 80, entre le dispositif 76 et la sortie 78, en plus de l'échangeur 74.
Il convient de noter que le dispositif 76 permet aussi d'aspirer le gaz par chaque ouverture 68 de sorte que le circuit de gaz 70 constitue également un système de pompage de gaz.
L'encombrement de la rampe multi-jets 60 (figure 3) doit être le plus faible possible pour ne pas entraver l'écoulement circonférentiel du gaz autour de la cuve principale 44.
En vue de réduire l'encombrement, au lieu de la seule rampe 60, on peut prévoir plusieurs rampes ayant des tailles inférieures à celle de la rampe 60 dans l'espace intercuve 48. Au lieu de cela, on peut concevoir une rampe multi-jets (ou même plusieurs rampes multi-jets) ayant une section transversale oblongue (voir la figure 6 sur laquelle on reviendra par la suite).
Comme le montre la figure 5, des rampes multi-jets, telles que la rampe 60, sont introduites dans l'espace intercuve 48 par des trous, tels que le trou 82, qui sont aménagés dans la dalle de fermeture 54, au droit de ces rampes, et dont la forme est bien entendu prévue pour permettre le passage des rampes. Une fois une rampe installée, le trou correspondant est fermé par un bouchon étanche tel que le bouchon 84.
Comme on le voit sur la figure 5, un conduit 86, connecté à la sortie 78 du circuit 70 de la figure 4, est prévu pour amener le gaz dans le tuyau vertical 62 de la rampe 60 par le sommet de ce tuyau. Ce conduit 86 est connecté de façon sensiblement horizontale à ce sommet. La connexion peut être fixe, par exemple de type soudure, ou au contraire démontable, par exemple de type vissage 88, en vue d'une inspection.
En outre, un dispositif d'étanchéité 89 est prévu là où le conduit d'amenée du gaz 86 traverse la cuve de sécurité 46, pour éviter toute fuite du gaz qui est contenu dans l'espace intercuve 48.
On peut utiliser des rampes dont la section transversale diminue de haut en bas de celles-ci, ou du moins de haut en bas de leurs tuyaux verticaux respectifs. Cette diminution permet de compenser la diminution du débit du gaz de haut en bas des rampes, du fait de son éjection par les buses.
En se reportant à la figure 6, on voit que la diminution de section transversale peut être obtenue en maintenant constante la largeur I de la section (qui est oblongue dans le cas de la figure 6) et en diminuant la longueur L de celle-ci. Cette longueur L peut même diminuer progressivement jusqu'à la valeur I, auquel cas la section transversale devient sensiblement circulaire.
Revenons à la figure 3. Le gaz de l'espace intercuve 48 est mis en rotation autour de la cuve principale, sur une hauteur correspondant à la longueur du tuyau vertical 62 de la rampe multi-jets 60. Cette longueur correspond à la hauteur droite (partie supérieure 50) de la cuve principale 44 du réacteur. Dans ce cas, la zone de l'espace intercuve 48, qui est située au niveau de la partie inférieure de la cuve 44, c'est- à-dire au niveau de la zone arrondie du fond de cette cuve (partie inférieure 52), est mal ou peu mise en rotation.
Pour améliorer la mise en mouvement du gaz dans cette zone, la partie verticale 62 de la rampe multi-jets 60 y est prolongée par une partie inférieure 90 pourvue de buses et s'étendant en regard de la partie inférieure 52 de la cuve principale, comme le montre la figure 5. Dans la mesure où la rampe 60 est démontable, cette partie inférieure 90 doit être déformable afin de pouvoir épouser la forme arrondie de la cuve principale 44.
Pour ce faire, on peut prolonger la partie supérieure de la rampe 60 dans la zone arrondie, par des segments de tube 92 qui sont droits et rigides et sont pourvus de buses 93 et entre lesquels sont intercalés des soufflets 94 pour donner de la souplesse à la rampe.
Comme le montre la vue en coupe transversale de la figure 6, chaque rampe multi-jets, telle que la rampe multi-jets 60, peut être rendue solidaire de la cuve de sécurité 46 par des glissières 96. Cela évite notamment un déplacement ou des vibrations à la suite de la mise en mouvement du gaz contenu dans l'espace intercuve 48, provoquée par les jets de gaz 66 qui sortent à forte vitesse des buses 64 de la rampe 60.
Comme le montre la figure 7, l'extraction du gaz de l'espace intercuve 48 s'effectue par l'intermédiaire d'un ou de plusieurs conduits 100, prévus à la partie supérieure de la cuve de sécurité 46.
Selon un mode de réalisation particulier, on utilise l'ouverture ou les ouvertures 68 qui permettent d'accéder à l'espace intercuve 48. Elles sont situées autour du réacteur et, comme on l'a vu, servent aussi au passage d'un robot destiné à inspecter la cuve principale 44 et la cuve de sécurité 46.
Comme on le voit, chaque ouverture 68 est raccordée à un conduit 100.
Un piquage 69 est prévu sur ce conduit 100 pour le passage du robot. Ce piquage 69 est localisé sous la dalle de fermeture 54 mais débouche à la partie supérieure de celle-ci par une ouverture 104 que l'on peut fermer par un bouchon 106.
Ainsi, le système de circulation forcée du gaz dans l'espace intercuve 48 ne comporte aucun composant d'arrivée ni d'extraction de ce gaz au-dessus de la dalle 54. On évite ainsi tout risque de dégradation de l'ensemble des systèmes d'évacuation de la puissance résiduelle.
Lorsqu'il est nécessaire d'évacuer la puissance résiduelle à travers la cuve principale 44 du réacteur, le gaz est injecté dans l'espace intercuve 48 par l'intermédiaire de chaque rampe multi-jets 60 et met en mouvement le gaz qui se trouve dans cet espace. Un écoulement hélicoïdal de gaz se forme ainsi depuis la partie inférieure de l'espace intercuve 48 jusqu'aux ouvertures de sortie 68 qui sont situées en haut de cet espace.
Ceci est schématiquement illustré par la figure 8. On voit l'écoulement hélicoïdal 108, les jets de gaz à forte vitesse 66, sortant des buses 64 qui sont fixées sur les rampes multi-jets 60, et les ouvertures 68 permettant d'évacuer le gaz. Sur la figure 8, on a seulement représenté trois des rampes multi-jets ; et, dans cet exemple, deux ouvertures 68 sont prévues entre deux rampes adjacentes. On rappelle toutefois qu'une seule rampe et une seule ouverture peuvent être prévues dans l'espace intercuve.
Ainsi, l'évacuation de la puissance résiduelle à travers la cuve principale s'effectue de trois façons simultanées au-delà de cette cuve :
• transfert de chaleur par rayonnement, de la cuve principale vers la cuve de sécurité,
• transfert de chaleur par convection, de la cuve principale vers le gaz de l'espace intercuve puis de ce dernier vers la cuve de sécurité, et
· transfert de chaleur par convection, de la cuve principale vers le gaz de l'espace intercuve, puis transfert de chaleur par une partie de ce gaz par l'intermédiaire du circuit de gaz externe 70 (figure 4) qui alimente la ou les rampes multi-jets.
La chaleur est extraite de la cuve principale par le système de refroidissement 56 (figure 7) qui est fixé sur la cuve de sécurité.
Ainsi, par rapport aux solutions de l'art antérieur, la mise en rotation du gaz dans l'espace intercuve améliore de façon significative l'échange thermique entre la cuve principale et la cuve de sécurité.
De plus, comme une partie du flux qui sort de la cuve principale est emportée par un circuit extérieur (le circuit 70 de la figure 4), le flux restant, qui transite vers la cuve de sécurité, est réduit. En effet, pour des flux thermiques importants, notamment dans le cas d'un réacteur de forte puissance, le transfert thermique de la cuve de sécurité vers le système de refroidissement 56 pourrait être difficile, d'où l'intérêt de réduire ce flux de chaleur.
Dans l'espace intercuve, on emploie généralement un gaz qui est chimiquement neutre vis-à-vis du sodium. Ce gaz est classiquement de l'azote mais peut aussi être de l'hélium ou un mélange d'hélium et d'azote. L'utilisation d'un tel mélange permet d'améliorer les propriétés thermiques du gaz, notamment en profitant d'une meilleure conductivité thermique de l'hélium par rapport à l'azote, et d'une meilleure masse volumique de l'azote par rapport à l'hélium.
Revenons à la figure 4. Pour régler la composition du mélange de gaz, on peut prévoir un conduit 110 d'introduction du mélange de gaz dans le circuit de gaz 70, par exemple au niveau de l'entrée 72 de ce circuit. Un réservoir d'azote 112 et un réservoir d'hélium 114 sont reliés au conduit 110 par l'intermédiaire d'un commutateur de gaz 116 permettant de régler la composition du mélange que l'on introduit dans le circuit de gaz.
En fonctionnement normal du réacteur, lorsque l'on souhaite limiter les fuites thermiques par la cuve principale, il est préférable d'avoir un gaz le plus isolant possible. Ainsi, l'espace intercuve pourrait être rempli seulement par de l'azote.
En situation d'évacuation de puissance résiduelle par la cuve principale, une injection d'hélium dans le circuit de gaz 70 pourrait être réalisée par le réservoir 114 pour obtenir la concentration souhaitée et améliorer l'échange thermique par convection. Dans ce cas, le circuit de gaz 70 est pourvu d'un système de contrôle de la concentration en gaz et d'un système de contrôle de la pression du gaz dans l'espace intercuve pour que cette pression reste dans le domaine des pressions autorisées.
Les performances d'un système conforme à l'invention dépendent bien entendu des conditions de son fonctionnement. Reprenons les caractéristiques d'un SFR dont la puissance thermique vaut 1500 MW, tel que celui qui est décrit ci-dessus, avec les conditions de fonctionnement suivantes :
• émissivité relative de la cuve principale : 0,35
· vitesse du gaz dans l'espace intercuve : 20 m/s, • largeur de l'espace intercuve : 35 cm,
• hauteur de l'espace intercuve : environ 9,4 m,
• gaz constitué de 60% d'hélium et de 40% d'azote,
• débit du gaz tournant autour de la cuve principale : 14,7 kg/s,
· pourcentage de gaz circulant hors de l'espace intercuve : 20%,
• puissance thermique à évacuer : 12 MW,
• température moyenne de la cuve de sécurité : 300°C,
• température du gaz dans la rampe multi-jets : 100°C.
Dans ces conditions, la température de la cuve principale est voisine de 620°C, ce qui est très inférieur à la température de 813°C, obtenue avec le même SFR, le même gaz, les mêmes hauteur et largeur de l'espace intercuve et la même puissance thermique à évacuer mais sans le système conforme à l'invention.
Avec les conditions de fonctionnement mentionnées ci-dessus, environ 40% de la puissance extraite le sont par rayonnement, environ 30% par conduction, et environ 30% par le système de pompage du gaz (circuit de gaz de la figure 4) qui comporte au moins un échangeur.
En fonctionnement normal du réacteur, ce système de pompage du gaz est arrêté. Le gaz contenu dans l'espace intercuve est alors statique. Dans cette situation de fonctionnement, la cuve principale est à une température d'environ 400°C. Le système de refroidissement de la cuve de sécurité extrait la chaleur de fuite de manière que les structures de génie civil, non représentées sur les figures et situées au-delà de la cuve de sécurité, soient à des températures de l'ordre de quelques dizaines de degrés Celsius. La lame de gaz que constitue l'espace intercuve joue alors le rôle d'un isolant thermique pour minimiser les fuites thermiques, comme dans les conceptions connues des SFR.
Si la largeur de l'espace intercuve le permet, les rampes multi-jets peuvent être remplacées par au moins une rangée verticale de petits ventilateurs, s'étendant sur toute la hauteur de la partie verticale des cuves. On oriente alors les axes de rotation des ventilateurs comme les buses d'une même rampe multi-jets : ces axes sont sensiblement horizontaux et ont une même orientation sensiblement orthoradiale. Dans les exemples de l'invention, décrits plus haut, la cuve de sécurité 46 est pendue et accrochée à la dalle de fermeture 54 et le fond (partie inférieure 53) de cette cuve est de forme arrondie ; et il en est de même pour la cuve principale 44.
Toutefois, l'invention peut également être mise en œuvre dans le cas où la cuve de sécurité 46 est posée sur le fond du puits de cuve 117 (tandis que la cuve principale demeure pendue et accrochée à la dalle de fermeture). La partie inférieure 53 de cette cuve 46 est alors sensiblement plate (tandis que la partie inférieure de la cuve principale conserve une forme arrondie). Ceci est schématiquement illustré par la figure 9.
On dispose dans ce cas d'un espace sous le réacteur, entre les deux cuves 44 et 46, pour y placer un récupérateur de corium (en anglais, core catcher) (non représenté), utile en cas d'accident grave.
Dans ce cas, comme on le voit sur la figure 9, la cuve de sécurité 46 est reliée à la dalle de fermeture 54 par un joint souple 118, de type soufflet, pour conserver le confinement de l'espace intercuve 48.
A part cela, l'invention est mise en œuvre comme dans l'exemple décrit en faisant référence à la figure 3 : la ou les rampes multi-jets, telles que la rampe 60, sont encore placées dans l'espace intercuve annulaire pour mettre le gaz en mouvement.
Par ailleurs, dans les exemples du système, objet de l'invention, que l'on a décrits plus haut, la cuve de sécurité 46 en acier (figure 3) constitue une paroi thermiquement conductrice qui est disposée autour et en regard de la face externe de la partie supérieure 50 de la cuve principale 44 (la face interne de cette dernière étant celle qui est en contact avec le sodium liquide). Et cette paroi, constituée par la cuve 46, est pourvue d'un dispositif de refroidissement 56 (figure 3).
Toutefois, l'invention n'est pas limitée à ce mode de réalisation : elle peut être mise en œuvre au moyen d'une paroi thermiquement conductrice auxiliaire, distincte de la cuve de sécurité, comme l'illustre schématiquement la figure 10. On précise que cette dernière correspond au cas décrit plus haut, où la partie inférieure de la cuve de sécurité est plate. Mais le mode de réalisation particulier utilisant la paroi auxiliaire peut être mis en œuvre dans le cas où les deux cuves 44 et 46 ont des parties inférieures arrondies.
Dans le mode de réalisation particulier de la figure 10, la paroi auxiliaire est une plaque 120 qui est par exemple faite du même acier que les deux cuves, pour être compatible avec le sodium du point de vue chimique et avec la température de fonctionnement du réacteur.
Plus précisément, la plaque 120 est placée dans l'espace intercuve 48, en regard de la face externe de la partie supérieure 50 de la cuve principale 44 et entoure cette face externe. Pour ce faire, on peut utiliser une paroi cylindrique.
La plaque 120 permet encore de récupérer la chaleur provenant de l'espace intercuve. L'espace 122 compris entre cette plaque 120 et la cuve principale constitue un espace secondaire dans lequel est disposée la ou les rampes multi-jets, comme on le voit sur la figure 10. Il convient de noter que cet espace secondaire est confondu avec l'espace intercuve lorsque la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité (voir par exemple la figure 9).
La plaque 120 est munie d'un dispositif de refroidissement 124. Dans l'exemple décrit, il s'agit encore d'un faisceau de tubes formant un serpentin. Comme on le voit, ce serpentin est placé en regard de la face interne de la cuve de sécurité 46.
Il est préférable que la face de la paroi 120, qui se trouve en regard de la cuve principale, soit lisse afin de limiter les pertes de charge lorsque le gaz contenu dans l'espace intercuve est mis en rotation dans l'espace secondaire 122 au moyen de la ou des rampes multi-jets.
A ce propos, il convient de noter que la face interne de la cuve de sécurité et les faces interne et externe de la cuve principale sont lisses.
De plus, l'utilisation d'une ou plusieurs rampes aplaties (voir la figure 6) contribue aussi à limiter les pertes de charge.
En plaçant la paroi 120, munie du dispositif de refroidissement 124, aussi près que possible de la cuve de sécurité, on perturbe le moins possible la rotation du gaz. Et l'espace compris entre la paroi 120 et la cuve de sécurité 46 peut être utilisé pour y faire passer des tuyauteries 126 destinées à refroidir un éventuel récupérateur de corium 128, placé au fond de la cuve de sécurité 46 comme on le voit sur la figure 10.

Claims

REVENDICATIONS
1. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, le réacteur comprenant deux cuves, à savoir une cuve principale (44) et une cuve de sécurité (46) qui entoure la cuve principale et en est séparée par un espace principal appelé espace intercuve (48), rempli d'un gaz qui est chimiquement inerte vis-à-vis du métal liquide, les deux cuves ayant chacune une partie supérieure (50, 51) de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical (X), et une partie inférieure (52, 53), le système comprenant une paroi thermiquement conductrice (46, 120) disposée autour et en regard de la face externe d'au moins la partie supérieure (50) de la cuve principale, et un dispositif (56, 124) de refroidissement de la paroi thermiquement conductrice, système caractérisé en ce qu'il comprend en outre un dispositif (49) de mise en rotation du gaz dans un espace secondaire séparant la cuve principale de la paroi thermiquement conductrice, la mise en rotation ayant lieu autour de l'axe géométrique commun vertical (X), au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure (50) de la cuve principale, le dispositif permettant ainsi un transfert de chaleur de la cuve principale (44) à la paroi thermiquement conductrice par convection forcée.
2. Système selon la revendication 1, dans lequel le dispositif (49) de mise en rotation du gaz comprend une ou plusieurs rampes (60), chaque rampe s'étendant dans l'espace secondaire et comportant une partie verticale (62) dont le sommet est adapté pour recevoir le gaz et qui s'étend sur toute la hauteur de la partie supérieure (50) de la cuve principale et comporte des premières buses sensiblement horizontales (64), ayant une même orientation sensiblement orthoradiale, réparties le long de la partie verticale (62) pour éjecter le gaz dans l'espace secondaire.
3. Système selon la revendication 2, dans lequel la section transversale de chaque rampe (60) diminue de haut en bas de la rampe.
4. Système selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, dans lequel chaque rampe (60) comporte en outre une partie inférieure déformable (90), pourvue de secondes buses (93), qui prolonge la partie verticale (62) et s'étend en regard de la partie inférieure (52) de la cuve principale (44) pour mettre le gaz en rotation autour de celle-ci.
5. Système selon la revendication 4, dans lequel la partie inférieure (90) de chaque rampe (60) comporte :
-des segments tubulaires (92) qui sont droits et rigides et sont pourvus des secondes buses (93), et
-des soufflets (94) pour raccorder les segments tubulaires les uns aux autres.
6. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 5, dans lequel le dispositif (49) de mise en rotation du gaz comprend plusieurs rampes (60) qui sont régulièrement réparties dans l'espace secondaire.
7. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 6, dans lequel la section transversale de chaque rampe (60) est oblongue.
8. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 7, comprenant en outre une ou plusieurs ouvertures d'extraction du gaz (68) au sommet de la partie supérieure (51) de la cuve de sécurité.
9. Système selon la revendication 8, comprenant en outre un circuit de gaz (70) qui est extérieur à l'espace intercuve (48) et comprend :
-une entrée (72) reliée à chaque ouverture d'extraction du gaz (68), -un dispositif (76) pour augmenter la pression du gaz, -au moins un échangeur de chaleur (74, 80), et -une sortie (78) reliée au sommet de la partie verticale (62) de chaque rampe (60) pour envoyer le gaz dans celle-ci.
10. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel la paroi thermiquement conductrice est une paroi auxiliaire (120), disposée dans l'espace intercuve (48).
11. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité (46), de sorte que l'espace secondaire est confondu avec l'espace intercuve (48).
12. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 11, dans lequel la partie inférieure de chacune des deux cuves (44, 46) est de forme arrondie.
13. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 11, dans lequel la partie inférieure de la cuve principale (44) est de forme arrondie et la partie inférieure de la cuve de sécurité (46) est plate.
14. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 13, dans lequel le gaz est choisi parmi l'azote, l'hélium et un mélange d'azote et d'hélium.
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