WO2018007739A1 - Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique - Google Patents

Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique Download PDF

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WO2018007739A1
WO2018007739A1 PCT/FR2017/051797 FR2017051797W WO2018007739A1 WO 2018007739 A1 WO2018007739 A1 WO 2018007739A1 FR 2017051797 W FR2017051797 W FR 2017051797W WO 2018007739 A1 WO2018007739 A1 WO 2018007739A1
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tube
hot
locking device
reactor
collector
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PCT/FR2017/051797
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Guy-Marie Gautier
Michel BELLIARD
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Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
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    • 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 the field of fast neutron nuclear reactors (RNR), and in particular to those of the integrated type.
  • RNR fast neutron nuclear reactors
  • Such reactors can be cooled by a coolant, typically in the form of a liquid metal, and most particularly by sodium.
  • RNR-Na fast neutron nuclear reactor with sodium heat transfer
  • SFR type reactor for "Sodium Fast Reactor" in English.
  • This type of fast neutron nuclear reactor with a heat transfer fluid belongs to the family of so-called fourth generation nuclear reactors.
  • the invention thus proposes a fast neutron integrated nuclear reactor comprising a passive locking device of the hydraulic path, as well as a method of operating such a reactor.
  • 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).
  • Sodium-cooled nuclear reactors usually have a tank in which the core is located, with a control cap on top of the core. heart.
  • the core usually consists of a large number of fuel assemblies surrounded by fertile assemblies, internal storage or playing the role of neutron protection.
  • the extraction of heat is done by circulating the sodium in the heart by means of pumping systems. This heat is transferred to an intermediate circuit, via one or more intermediate exchangers (E1), before being used to produce steam in a steam generator (GV). This steam is then turbined to transform it into mechanical energy, which in turn will be transformed into electrical energy.
  • E1 intermediate exchangers
  • the intermediate circuit contains sodium. Because of the violent reactions between sodium and water-vapor that may occur in the event of a rupture of a tube of the steam generator, this circuit aims to isolate the primary sodium (in the tank) of the water vapor contained in the steam generator.
  • This architecture highlights two circuits in sodium: one said primary charged to transfer the heat between the core and an intermediate heat exchanger, the other called secondary charged to transfer the heat of the intermediate heat exchanger to the steam generator .
  • 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 components heat exchangers, pumps, pipes, etc.
  • the dimensions of the through holes in this slab depend on the size and number of components. The larger the holes (in size and number), the larger the diameter of the tank.
  • the primary circuit can be arranged according to two large families.
  • fast neutron nuclear reactors there are so-called “integrated” reactors and so-called “loop reactors”.
  • the present invention is preferably concerned with nuclear fast neutron reactors of the integrated type.
  • Loop reactors are characterized by the fact that the intermediate exchanger and the pumping devices of the primary sodium are located outside the tank.
  • FIG. 1 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear neutron reactor called "loop".
  • 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.
  • a loop concept has the disadvantage of removing the primary sodium tank, which from an architecture point of view of the primary circuit is more complicated and poses significant safety problems.
  • the gains related to the reduced size and the easier manufacturability of the tank are offset by the additional costs induced by the addition of devices related to the design of loops and special means to manage possible leakage of primary sodium.
  • FIG. 2 illustrates, in axial section, the design principle of a so-called "integrated" sodium-based fast neutron nuclear reactor.
  • the sodium passes through the heart 11 to carry the calories produced.
  • the 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 heat exchanger 16 composed of a bundle of tubes, not shown in the figure, passes through the redan 15.
  • the primary sodium enters the intermediate heat exchanger 16 through inlet windows 17 located in the hot collector 12. the tubes, it gives up its heat to the secondary sodium and leaves the intermediate exchanger 16 through windows 18 at the bottom of the intermediate exchanger 16 located in the cold collector 14.
  • the secondary sodium enters the intermediate exchanger 16 by the pipe 28 and out through the pipe 29.
  • the sodium is taken up by a pumping device 19 and is sent directly to the input of the heart 11 via the bed frame 30 which serves to supply the assemblies.
  • the bed base 30 is a pressurized box in which the fuel assemblies, fertile, internal storage or playing the role of neutron protection fit together.
  • the bed base 30 is supported by the mechanical support structure called deck 31.
  • the circulation of sodium in the intermediate exchanger 16 is carried out by gravity between the hot collector 12 and the cold collector 14.
  • this motor load of sodium between the two collectors is set at about 2 m corresponding to the difference of level 20 of the hot collector 12 and the level 21 of the cold collector 14.
  • Redan 15 is an essential component of this type of reactor.
  • the conical portion located in the lower portion of the step 15 is traversed by the large components (the intermediate exchangers and pumps).
  • the cylindrical portion is a vertical shell located in the upper part of the step 15.
  • the redan 15 is a piece generally made of welded mechanic, which is difficult to design for the following reasons: its shape and size, of the order of about fifteen meters; the pressure difference (of the order of two meters of sodium column) that it undergoes between the two collectors; thermomechanical stresses due to temperature differences between the hot and cold collectors cold (of the order of 150 ° C for the current reactors); sealing constraints at the crossings of the redan 15 in its conical portion by the intermediate heat exchangers and pumping systems.
  • the redan 15 must be sealed, because it must avoid a bypass of the intermediate heat exchanger 16, the sealing system must allow the disassembly of the components for maintenance.
  • a low bypass at the assemblies, combined with thermal leakage through the redan 15, leads to the presence of colder fluid in the bottom of the hot collector 12, which can be driven along the structures and inducing thermomechanical stresses. on these by destabilization of the fluid nets.
  • the means to evacuate the residual power consist of several specific exchangers dedicated to the residual power evacuation function. These exchangers 25 (see FIG. 2) are vertical and pass through the closure slab 24. Because of their mission, these exchangers 25 are smaller in size than the intermediate exchangers 16. In order to be effective, especially in the event of failure of the means pumping 19, the primary sodium must to be able to circulate by natural convection between the core 11 and the exchangers 25 for evacuating the residual power.
  • the hot source here the heart of the nuclear reactor
  • the cold source here the exchanger dedicated to the evacuation of the residual power
  • the hydraulic path constituting the hot column situated between the exit of the hot spring and the inlet of the cold source, must be as monotonous as possible (no non-monotonic altimetric variation: the hot sodium must always be ascending);
  • the hydraulic path constituting the cold column situated between the outlet of the cold source and the inlet of the hot spring, must be as monotonous 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 a mixture of coolant between the two columns.
  • the heat exchanger dedicated to residual heat removal is located either in the hot collector or in the cold collector. Regardless of 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.
  • the waste heat exchanger 25 is located in the hot collector 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.
  • the cold column 27 has a non-monotonic altimetric variation.
  • the sodium at the outlet of the heat exchanger 25 must go up to the inlet windows 17 located in the upper part of the hot collector before entering the intermediate heat exchanger 16 to join the core 11 after having passed through the heat transfer system.
  • 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 hot sodium entering the same exchanger.
  • a final drawback of reactors with integrated concept is related to the constraint of placing inside it all the components necessary for its correct operation: thus, the tank is larger than the loop reactors and the redan is heavily encumbered by the crossing of pumps and exchangers. This has the effect of limiting the dimensions of the passive devices that could be considered to add to the level of the redan to promote natural convection operation during a situation of evacuation of the residual power by the exchangers.
  • the invention thus aims to at least partially remedy the needs mentioned above and the disadvantages relating to the achievements of the prior art.
  • the invention is intended in particular to significantly improve natural convection circulation of the primary coolant in the situation of evacuation of the residual power when the pumping devices are defective and without modification of the redan. In fact, the safety of the reactor can be increased.
  • the invention thus has, according to one of its aspects, an integrated fast neutron nuclear reactor, cooled by a liquid-metal heat transfer fluid, comprising:
  • a main tank suspended on a protective slab, comprising the volume of coolant and the core of the reactor, the core comprising a plurality of fuel assemblies nested in the bed base supported by the decking,
  • a primary circuit integrated in the main tank comprising at least one primary pump, at least one intermediate heat exchanger for discharging the power produced by the core during normal operation and at least one residual heat removal heat exchanger;
  • redan an internal structure called redan, separating the volume of coolant 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,
  • the reactor core further comprises at least one passive locking device of the hydraulic path, fitted in the bed base, comprising a fluidic communication tube between the cold collector and the hot collector 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 nested in the bed base being oriented towards the hot collector, the nozzle or nozzles injection being intended to be fed by the heat transfer fluid of the bed base.
  • the passive locking device of the hydraulic path fitted in the bed base, comprising a fluidic communication tube between the cold collector and the hot collector 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 nested in the bed base being oriented towards the hot collector, the nozzle or nozzles injection being intended to be fed by the heat transfer fluid of the bed base.
  • said at least one locking device allows a passive locking of the hydraulic path, without moving part, making compatible the normal operation in forced convection and operation in residual power evacuation mode in the event of a faulty pumping device.
  • the invention proposes a new concept of architecture of the primary circuit at the inlet of the core contained in the reactor vessel, by virtue of 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.
  • the injection nozzle or nozzles provide a counter-pressure balancing the pressure difference between the hot and cold collectors. This back pressure acts as a hydraulic lock driven passively by the flow rate of the primary pump or pumps. When the primary pump (s) are stopped, the backpressure disappears, releasing the hydraulic path.
  • the fast neutron nuclear reactor according to the invention may further comprise one or more of the following characteristics taken separately or in any possible technical combination.
  • the fluidic communication tube of said at least one locking device is preferably empty inside. It can in particular present the external characteristics of the tubes of the usual fuel assemblies.
  • the supply of the injection nozzle or nozzles by the high pressure heat transfer fluid of the bed is advantageously in the same way as for conventional fuel assemblies.
  • the interlocking of said at least one locking device in the bed frame is advantageously in place of a conventional fuel assembly tube. Like the latter, it is easily removable for maintenance or possible modification.
  • the tube of the at least one locking device may comprise a first portion located in the bed base, a second portion located in the heart and a third portion located in the decking.
  • the third portion may be totally located in the decking, the height of the third portion being equal to the height of the decking.
  • the tube of said at least one locking device may comprise a second portion located in the core and a first portion completely located in the bed base and totally 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.
  • the injection nozzle or nozzles may be configured to inject a heat transfer fluid into the tube to the hot manifold to a dimension, measured with respect to the outlet of the injection nozzle or nozzles, where the injection pressure is equal to the pressure of the hot collector.
  • Said rating may be of the order of the difference in level between the hot and cold collectors.
  • the total height of said at least one locking device is less than or equal to that of the assemblies constituting the core.
  • the tube of the at least one locking device may have a hexagonal cross section, particularly at the portion of the tube located in the heart.
  • the tube may have a transverse dimension shrinkage during the passage of the second portion to the first portion of the tube.
  • the locking device may comprise at least one annular injection nozzle, in particular a single annular injection nozzle.
  • the tube of the at least one locking device may have inlet windows at the top located in the hot collector to allow faster penetration of the heat transfer fluid.
  • the inlet windows may be formed on the tube at a height greater than the dimension where the injection pressure of the injection nozzle (s) is equal to the pressure of the hot manifold.
  • the adjustment of the height position of the inlet windows and the internal diameter of the injection nozzle or nozzles can be used to finely control the flow rate of the heat transfer fluid through the device (locking, suction or discharge) so as to optimize thermomechanical stresses on the reactor structures.
  • the subject of the invention is also a method of operating an integrated fast neutron nuclear reactor as defined above, characterized in that it comprises the step, in nominal operation. nuclear reactor, hydraulic locking said at least one locking device preventing the coolant injected into said at least one locking device to reach the hot collector, and that it comprises the step, in operation in natural convection nuclear reactor during a situation of residual power evacuation, direct hydraulic path of the coolant in said at least one locking device from the hot collector to the cold collector so as to promote natural convection.
  • the method according to the invention may comprise any of the previously mentioned characteristics, taken alone or in any technically possible combination with other characteristics.
  • FIG. 1 illustrates, in axial section, the principle of design of a fast neutron nuclear neutron reactor with a "loop" heat transfer
  • FIG. 2 illustrates, in axial section, the design principle of a so-called “integrated” sodium-cooled fast neutron nuclear reactor
  • FIG. 3 illustrates, in axial section, an example of a passive locking device for the hydraulic path of a fast neutron nuclear reactor with a heat transfer fluid according to the invention
  • FIGS. 4 and 5 illustrate, in axial section, two alternative embodiments of the locking device of FIG. 3,
  • FIG. 6 illustrates, in axial section, a particular embodiment of a passive locking device for the hydraulic path of a fast neutron nuclear reactor with a heat transfer fluid according to the invention, the external section of the tube being of hexagonal shape like the assemblies. of the heart,
  • FIG. 6A is a view along AA of FIG. 6,
  • FIG. 6B is a view according to BB of FIG. 6,
  • FIG. 7 illustrates, in axial section, an alternative embodiment of the locking device of FIG. 6,
  • FIG. 7A is a view along AA of FIG. 7,
  • FIG. 7B is a view according to BB of FIG. 7,
  • FIG. 8 also illustrates, in axial section, an alternative embodiment of the locking device of FIG. 6,
  • FIG. 8A is a view along AA of FIG. 8,
  • FIG. 8B is a view according to BB of FIG. 8,
  • FIG. 9 illustrates, in axial section, the principle of a fast neutron nuclear reactor with a heat transfer medium according to the invention, in normal operation, and
  • FIG. 10 illustrates, in axial section, the principle of a fast neutron nuclear reactor with a heat transfer medium according to the invention, operation in natural convection during a situation of evacuation of the residual power.
  • FIGS. 3, 5 and 6 respectively illustrate, in axial section, an example of a passive locking device 40 of the hydraulic path of a fast neutron nuclear R reactor with a heat transfer fluid according to the invention, the principle of the reactor R in operation normal, and the principle of the reactor R operation in natural convection during a situation of evacuation of the residual power.
  • the elements common to Figures 1-2 and 3-6 will not be described again.
  • the liquid-metal heat transfer fluid of the reactor R is sodium, although this choice is in no way limiting.
  • This integrated reactor R comprises a core 11 in which the heat is released as a result of the nuclear reactions, this core 11 being supported by a bed base 30 in which the feet of the fuel assemblies constituting the core 11 are driven, this bed base 30 being supported by a decking 31 resting on the bottom of the tank 13.
  • the core control cap BCC including the instrumentation necessary for the control and the proper functioning of the nuclear reactions.
  • the refrigerant here sodium
  • the hot collector 12 is separated from the cold collector 14, which is situated under the hot collector 12, by the impervious wall of a step 15.
  • the intermediate heat exchangers 16 are arranged vertically through the closure slab 24, the sodium feeding the heat exchangers 16 being taken up in the hot collector 12 and discharged into the cold collector 14.
  • the pumps 19 suck the sodium to propel it into the core 11.
  • the strut 15 is sealed through the intermediate exchangers 16 and the pumps 19.
  • each locking device 40 is consisting of a vacuum tube assembly 40 whose outer dimensions are those of a fuel assembly tube whose foot is plugged into the bed base 30 and communicating with the cold collector 14 via the deck 31.
  • Each locking device 40 is supplied with at least one high-pressure jet coming from the bed base 30 (arrow F1 in FIG. 5) and creating the counter-pressure blocking the by-pass flow of the hot collector 12 towards the cold collector 14. More specifically, one or more injection nozzles 53 are positioned at the bottom of the locking device 40, at the bed base 30 and supplied by the flow of refrigerant from the pumping device 19. These nozzles 53 inject a jet of fluid which penetrates the tube 40 to the dimension 52, shown in FIG. 3, where the pressure of the jet becomes equal to that of the hot collector 12. Thus, thermal stratification occurs within the locking device 40.
  • This dimension 52 is a function of the difference in level E, shown in FIG. 5, between the hot collector 12 and the cold collector 14. In a conventional manner, this difference in level E is approximately 2 m. The sodium speed is then zero and the device 40 functions as a lock (arrow F2 in FIG. 5).
  • the size of the injection nozzles 53 is defined in such a way that the counter-pressure created by this injection most accurately compensates for the pressure drop of the intermediate heat exchangers 16, ie the difference between 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 a core assembly, about 4 m usually.
  • each device 40 constitutes a direct hydraulic path, always descending, from the hot collector 12 to the cold collector 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 was to take place through the intermediate exchangers 16.
  • the coolant cooled by the EPuR is stratified at the bottom of the hot collector 12 and descends monotonously through the tube 41 to the cold collector 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.
  • the hydraulic path is as follows, as shown in Figure 6: the sodium passes through the core 11 and arrives in the hot collector 12; it enters the exchanger EPuR 25, dedicated to the evacuation of the residual power, through the upper inlet windows and spring of 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, so it descends by gravity and enters the locking device 40 to arrive in the cold collector 14 via the decking 31; it then passes through the pumping device 19, even if it is at a standstill and returns to the entrance of the heart 11.
  • 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 redan 15. It is possible, for example, to use the free assembly locations at the periphery of the core 11, or to use dedicated locations. fertile assemblies, neutron protection or internal storage.
  • the number of these devices 40 may be variable, for example of the order of a dozen, to optimize according to the desired natural convection characteristics.
  • 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 rapidly into the device 40, as shown in FIG. arrangement promotes a faster penetration of sodium in the device 40 and a reduction in the start time of natural convection, without waiting for the sodium cooled by the EPuR exchanger 25 does not fill the bottom of the hot collector 12 to the upper level 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 one level. at a point in the order of E, usually 2 m.
  • 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 manifolds 12 and cold 14.
  • 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 in the cold manifold 14.
  • This adjustment of the flow of heat transfer fluid through the locking device 40 can be set profitably to control the thermohydraulics of the fluid in the bottom of the hot collector 12 and optimize the thermomechanical stresses on the structures of the reactor.
  • foot of the locking device 40 is as wide as possible with respect to the diameter of the feet of the tubes of the fuel assemblies in order to maximize the flow of sodium in natural convection.
  • 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.
  • the tube 41 of the locking device 40 comprises a third portion 41c which is totally located in the decking 31, the height H c of this third portion 41c being equal to the height H 'of the 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.
  • the third portion 41c has an internal diameter D c greater than the outer diameter D a of the first portion 41a, and in particular substantially equal to the outer diameter D a so that the third portion 41c is fitted around the first portion 41a.
  • 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.
  • the tube 41 of the locking device 40 includes a first portion 41a which is totally located in the bed base 30 and totally located in the decking 31.
  • the tube 41 is thus devoid of a third portion 41c distinct from the first portion 41a.
  • 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.
  • the height Ha of this first portion 41a is greater than or equal to, here greater than, the sum of the height H of the bed base 30 and the height H 'of the decking 31.
  • the outside of the tube 41 may be hexagonal in the same way as an assembly of the heart.
  • 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.
  • 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.
  • the outer diameter D of the first portion 41a is smaller than the outer diameter Db of the second portion 41b.
  • the tube 41 has a transverse dimension shrinkage, ie its diameter, during the passage of the second portion 41b to the first portion 41a.
  • injection nozzles 53 may be wholly or partly located in direct contact with the inner wall of the first portion 41a, as can be seen in FIG. 7.
  • the upper portion of the tube 41 may be devoid of inlet window 51, as shown.
  • FIG. 8 also illustrates, in axial section, another variant of the locking device 40 of FIGS. 6 and 7. The elements common to FIGS. 6, 7 and 8 are not described again.
  • 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 inner wall of the first portion 41a. This annular shape of the injection nozzle 53 is particularly visible in FIG. 8A.
  • the sizing constraints of such a device 40 are in particular the following:
  • Table 1 shows a possible embodiment of the dimensioning of the tubes 41 of the locking devices 40 in the case of the nominal operation and Table 2 in the case of operation in the residual power evacuation mode.
  • Table 2 shows a possible embodiment of the dimensioning of the tubes 41 of the locking devices 40 in the case of the nominal operation and Table 2 in the case of operation in the residual power evacuation mode.
  • the input data are italicized.
  • the gravitational driving force due to the difference in level E between the hot and cold collectors 12 compensates for the singular pressure drop of the intermediate heat exchangers 16.
  • the pressure delivered AP pum p by the pumping device 19 is more or less equal to the singular loss of load of the core 11.
  • the dynamic pressure at the inlet of the injection nozzles 53 of the device 40 is imposed by the pumping device 19:
  • Hmj The height of this plane, denoted Hmj, is estimated as a function of the pulses pf Vb and pf v sor t, as well as sections Stbi, S, and S sor t:
  • the total injection rate is about 110 kg / s.
  • the maximum penetration level of the jet of the injection nozzles 53 is about 2 m for a tube height 40 typically of 4 m. . This level is directly proportional to the pressure AP pu mp delivered by the pumping device 19, the number of nozzles 53 per tube nb and the ratio of sections Sbi / S,:
  • the residual power extractable in natural convection as a function of the number n of devices 40 and the temperature difference ⁇ of the core 11 is defined by:
  • W r c p [ ⁇ g Hchf / (K c + K t / (2 n 2 p f Si 2 ))] ° ⁇ 5 ⁇ 1 - 5 with c p corresponding to the heat capacity of sodium, ⁇ to its dilatability, H C hf to the heating height of the core, K t to the pressure loss coefficient of a tube and K c ⁇ APpump / Q.mo 2 where Qmo is the nominal mass flow rate in the core 11.

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Abstract

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). 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).

Description

RÉACTEUR NUCLÉAIRE INTÉGRÉ À NEUTRONS RAPIDES COMPORTANT UN DISPOSITIF DE VERROUILLAGE PASSIF DU CHEMIN HYDRAULIQUE
DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE
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.
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.
ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE
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).
Par ailleurs, bien que d'autres technologies aient été étudiées, la grande majorité des réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilise du sodium liquide comme fluide de refroidissement, celui-ci présentant notamment une température d'ébullition élevée.
Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur, avec au-dessus du cœur un bouchon de contrôle du cœur. Le cœur est généralement constitué d'un nombre important d'assemblages combustibles entourés d'assemblages fertiles, 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.
Le circuit intermédiaire comporte du sodium. En raison des réactions violentes entre le sodium et l'eau-vapeur pouvant se produire en cas d'une éventuelle rupture d'un tube du générateur de vapeur, ce circuit a pour but d'isoler le sodium primaire (dans la cuve) de l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur. Cette architecture met en évidence deux circuits en sodium : l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le cœur et un échangeur de chaleur intermédiaire, l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l'échangeur intermédiaire vers le générateur de vapeur.
Tous les réacteurs à sodium présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est fermée par une dalle de fermeture afin que le sodium primaire ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants (échangeurs, pompes, tuyaux, etc..) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement par un dispositif de levage. Les dimensions des trous de passage dans cette dalle sont fonction de la taille et du nombre de composants. Plus les trous sont importants (en dimension et en nombre), plus le diamètre de la cuve sera important.
Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles. Ainsi, parmi les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, on distingue les réacteurs dits « intégrés » et les réacteurs dits « à boucles ». Il est à noter que la présente invention est préférentiellement concernée par les réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type intégré.
Les réacteurs à boucles sont caractérisés par le fait que l'échangeur intermédiaire et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. La figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles ».
Dans le réacteur à boucles R de la figure 1, le sodium traverse le cœur 1 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 1, il débouche dans la zone 2 de la cuve 3 du réacteur R. Cette zone 2 est couramment appelée « collecteur chaud ». Par boucle, un tuyau 4 plonge dans le collecteur chaud 2 pour aspirer le sodium primaire et conduire ce sodium vers l'échangeur intermédiaire, non représenté sur la figure, où il cédera la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l'échangeur intermédiaire, le sodium primaire est repris par une pompe et est envoyé directement en entrée du cœur à l'aide du tuyau 5.
Le principal avantage de la conception à boucles est, pour une puissance donnée, d'obtenir une cuve de plus petit diamètre que celle d'un réacteur intégré, car elle contient moins de composants. La cuve est donc plus facilement fabricable et donc moins chère. Par contre, un concept à boucles présente l'inconvénient de faire sortir du sodium primaire de la cuve, ce qui d'un point de vue architecture du circuit primaire est plus compliqué et pose des problèmes de sûreté importants. Ainsi, les gains liés à la taille réduite et à la fabricabilité plus aisée de la cuve sont annulés par les surcoûts induits par l'ajout de dispositifs liés à la conception des boucles et de moyens spéciaux pour gérer les éventuelles fuites de sodium primaire.
Les réacteurs à concept intégré sont quant à eux caractérisés par le fait que les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés dans la cuve, ce qui permet d'éviter de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve et constitue donc un avantage important de cette famille de solution par rapport à la famille de solutions à boucles en terme de sûreté. La figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré ».
Dans le réacteur intégré de la figure 2, le sodium traverse 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.
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.
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.
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.
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.
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.
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 27 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.
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.
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.
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.
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. EXPOSÉ DE L'INVENTION
L'invention a ainsi pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés ci-dessus et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l'art antérieur.
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.
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 :
- 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,
- 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,
- 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.
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.
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.
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.
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.
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. 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.
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.
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.
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.
La hauteur totale dudit au moins un dispositif de verrouillage est inférieure ou égale à celle des assemblages constituant le cœur.
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.
Le tube peut présenter un rétrécissement de dimension transversale lors du passage de la deuxième portion à la première portion du 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.
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.
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. 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.
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.
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.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
L'invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d'exemples de mise en œuvre non limitatifs de celle-ci, ainsi qu'à l'examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel :
- la figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles »,
- la figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré »,
- la figure 3 illustre, en coupe axiale, un exemple de dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention, - les figures 4 et 5 illustrent, en coupe axiale, deux variantes de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 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,
- la figure 6A est une vue selon AA de la figure 6,
- la figure 6B est une vue selon BB de la figure 6,
- la figure 7 illustre, en coupe axiale, une variante de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 6,
- la figure 7A est une vue selon AA de la figure 7,
- la figure 7B est une vue selon BB de la figure 7,
- la figure 8 illustre encore, en coupe axiale, une variante de réalisation du dispositif de verrouillage de la figure 6,
- la figure 8A est une vue selon AA de la figure 8,
- la figure 8B est une vue selon BB de la figure 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, et
- 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.
Dans l'ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues.
De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
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. 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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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).
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.
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.
Aussi, le caloporteur refroidi par l'EPuR se stratifié 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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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 Hc 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.
De plus, la troisième portion 41c présente un diamètre interne Dc supérieur au diamètre externe Da de la première portion 41a, et notamment sensiblement égal au diamètre externe Da de sorte que la troisième portion 41c est emboîtée autour de la première 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.
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.
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.
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.
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.
Selon une réalisation particulière, l'extérieur du tube 41 peut être de forme hexagonale de la même façon qu'un assemblage du cœur.
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.
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.
Dans cette variante, le diamètre externe Da 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.
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. De plus, dans cette variante, la partie supérieure du tube 41 peut être dépourvue de fenêtre d'entrée 51, comme représenté.
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.
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 :
- 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 ;
- 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.
Exemple de réalisation
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.
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 APpump 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 :
½ Pf Vb2 = 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.
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 Hmj, est estimée en fonction des impulsions pf Vb et pf vsort, ainsi que des sections Stbi, S, et Ssort :
(Pf Vb) Vb Stbi + (Pf Vsort) Vsort Ssort = Pf g Hinj S, avec g correspondant à l'accélération de la pesanteur, Stbi à la section totale d'injection des nb buses 53 par tube 40 (soit Stbi = nb Sbi), S, à la section courante du tube 40, Ssort à la section de sortie (soit Ssort = S, - Stbi) et vsort à la vitesse de sortie du fluide.
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 APpump délivrée par le dispositif de pompage 19, le nombre de buses 53 par tube nb et le rapport des sections Sbi / S, :
Hinj ~ nb [(2 APpump) / (pf g)] Sw / Si
Figure imgf000022_0001
réacteur 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 APg dans le tube 41 du dispositif 40 doit être égale à la somme des pertes de charge singulières (APtot = APcn + APtUb) aux bornes du cœur APcn et du dispositif APtUb, i.e. APg = APtot.
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 :
Wr = cp [β g Hchf / (Kc + Kt/(2 n2 pf Si2))] °<5 ΔΤ1-5 avec cp correspondant à la capacité calorifique du sodium, β à sa dilatabilité, HChf à la hauteur chauffante du cœur, Kt au coefficient de perte de charge d'un tube et Kc~ APpump/Q.mo2 où Qmo est le débit massique nominal dans le cœur 11.
Comme illustré dans le tableau 2, en utilisant 12 dispositifs de verrouillage 40, 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.
Figure imgf000023_0001
Tableau 2 : Exemple de réalisation possible dans le cas du fonctionnement en mode d'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur 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.

Claims

REVENDICATIONS
1. Réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant :
- 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),
- 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),
- 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).
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).
3. Réacteur selon la revendication 2, caractérisé en ce que la troisième portion (41c) est totalement située dans le platelage (31), la hauteur (Hc) de la troisième portion (41c) étant égale à la hauteur (Η') du platelage (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 (Ha) de la première portion (41a) étant supérieure ou égale à la somme de la hauteur (H) du sommier (30) et de la hauteur (Η') du platelage (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).
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).
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).
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).
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.
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.
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.
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).
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.
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