La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») ou tout autre réacteur refroidi avec un métal liquide et qui peut faire partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération.

Dans un réacteur nucléaire SFR, le contrôle permanent des réactions nucléaires en chaîne est assuré grâce à des dispositifs de contrôle nucléaire constitués chacun au moins par des barres de commande nucléaire.

Le caractère non transparent du sodium liquide rend impossible la visualisation des opérations de manutention d'assemblages combustibles nucléaires et des dispositifs de contrôle nucléaire (de commande ou d'arrêt) par un système de caméra. Une des situations qui pourrait être pénalisante est celle selon laquelle lors d'une manutention, on insère en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire un assemblage combustible.

L'invention a donc trait à un nouveau dispositif de contrôle nucléaire pour éviter cette situation.

Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire de type intégré, c'est-à- dire pour lequel le circuit primaire de sodium avec des moyens de pompage est totalement contenu dans une cuve contenant également et des échangeurs de chaleur, l'invention s'applique également à un réacteur de type à boucles, c'est-à-dire pour lequel les échangeurs intermédiaires de chaleur et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve.

Par assemblage combustible, on entend un ensemble formé d'éléments combustibles (contenant de la matière fissile) et chargé et/ou déchargé d'un seul tenant dans/depuis un réacteur nucléaire.

Par assemblage combustible de type RNR-Na ou SFR, on entend un assemblage combustible adapté pour être irradié dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, en particulier du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor »).

Par dispositif de contrôle nucléaire, on entend un dispositif comportant au moins des éléments absorbeurs de neutrons pour contrôler les réactions nucléaires en chaîne dans les assemblages combustibles au sein d'un cœur de réacteur. Etat de la technique

On a représenté en figure 1 , un réacteur nucléaire refroidi au sodium (SFR) avec une architecture de type intégré, tel que déjà retenue en France dans le réacteur « Superphénix » ou tel qu'en projet en France sous l'appellation EFR : voir publication [1].

Un tel réacteur 1 comporte une cuve 2 de réacteur remplie de sodium liquide 3, dit sodium primaire, et à l'intérieur de laquelle est présent le cœur 4. Un bouchon 5, dit bouchon couvercle cœur, est agencé à l'aplomb du cœur 4. Au sein du cœur 4 sont implantés une pluralité d'assemblages combustible 6, dont un seul est représenté en figure 1. Plus exactement, chaque assemblage combustible 6 est inséré dans un supportage, usuellement appelé sommier 40, en dessous du cœur 4 en étant maintenu à la verticale.

Dans un tel réacteur 1, l'extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du cœur 4, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire 3 grâce à des moyens de pompage non représentés, agencés dans la cuve de réacteur 2, vers des échangeurs intermédiaires 7. Ainsi, le sodium primaire entre dans un échangeur intermédiaire 7 par sa fenêtre d'entrée 70 passe à travers les tubes de Γ échangeur, cède sa chaleur au sodium secondaire avant de ressortir par la fenêtre de sortie 71 de l'échangeur. Ainsi, l'extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid par son conduit d'amenée 8 à un échangeur intermédiaire 7 avant d'en ressortir chaud par son conduit de sortie 9. La chaleur extraite est ensuite utilisée pour produire de la vapeur d'eau dans des générateurs de vapeur non représentés, la vapeur produite étant amenée dans une ou plusieurs turbines également non représentés. La(les) turbine(s) transforme(nt) l'énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique.

La cuve de réacteur 2 est séparée en deux zones distinctes 3A, 3B par un dispositif de séparation constitué d'au moins une cuve 10 agencée à l'intérieur de la cuve réacteur 2. Ce dispositif de séparation est également connu sous l'appellation de redan. En général, tel qu'illustré en figure 1, le dispositif de séparation est constitué d'une unique cuve intérieure 10 dont la forme est tronconique dans sa partie basse et cylindrique dans sa partie haute. Tel que décrit et revendiqué dans la demande WO 2010/057720A1, le dispositif de séparation peut être également constitué de deux parois de forme homothétique et à travers chacune desquelles les échangeurs de chaleur sont agencés avec jeu. Tel qu'illustré en figure 1 , la zone 3 A de sodium primaire délimitée intérieurement par la cuve interne 10 collecte le sodium sortant du cœur 4 et alimente les échangeurs intermédiaires 7 : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 3A ou collecteur chaud. La zone 3B de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 10 et la cuve de réacteur 2 collecte le sodium primaire qui a été refroidi dans les échangeurs intermédiaires et alimente les moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide 3B ou collecteur froid. Tel qu'illustré en figure 1 , une étanchéité est réalisée par la cuve interne 10 et autour de tous les composants la traversant, tels que les échangeurs intermédiaires 7: on oblige ainsi le sodium primaire à circuler selon une boucle fermée nécessairement respectivement depuis le cœur 4 vers le collecteur chaud 3A, puis vers les échangeurs intermédiaires 7, le collecteur froid 3B, les moyens de pompage non représentées et à nouveau à travers le cœur.

Tel qu'illustré en figure 1 , la cuve 2 de réacteur est fermée par une dalle de fermeture 11 supportant les différents composants, tels que les échangeurs intermédiaires 7, le bouchon couvercle 5 de cœur et les moyens de pompage. L'espace 12 compris entre la dalle de fermeture 11 et les niveaux libres 30A, 30B du sodium, couramment appelé ciel de pile, est rempli d'un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'Argon.

Lorsqu'on charge un assemblage combustible 6 neuf dans le cœur 4 de réacteur ou que l'on décharge un assemblage combustible usé, c'est-à-dire un assemblage 6 dans lequel il n'y a plus suffisamment de matière fissile pour entretenir des réactions nucléaires au sein du réacteur, on utilise un dispositif de manutention. Un tel dispositif de manutention est par exemple décrit dans le brevet FR 2235462. De manière schématique, un tel dispositif de manutention comprend deux bouchons tournants 13, 14 pouvant tourner dans la dalle de fermeture 11 en étant excentrés par rapport à l'autre et un bras de reprise 15 traversant la dalle de fermeture 11. La position, l'excentricité et les diamètres relatifs de chacun des deux bouchons tournants 13, 14 permettent au bras de reprise de venir se positionner à la verticale de n'importe quel point du cœur 4 et notamment à la verticale de n'importe lequel des assemblages de combustible 6 à implanter ou déjà implantés dans le cœur 4. Le bras de reprise 15 comporte à son extrémité inférieure un grappin de préhension non représenté adapté pour venir attraper un assemblage 6 par sa tête 61 qui forme une tête de préhension. Un assemblage combustible 6 est ainsi attrapé par la grappin, et grâce à un déplacement de translation verticale du grappin porté par le bras de reprise et de rotations appropriés des deux bouchons 13, 14, l'assemblage combustible 6 est transféré.

On a représenté en figure 2 un assemblage combustible 6 déjà utilisé dans un réacteur nucléaire SFR connu sous la dénomination « Phénix ». Un tel assemblage 6 de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d'abord, en tant que portion centrale, un premier tube 60 de section hexagonale qui forme un boîtier et qui enveloppe des crayons de combustible non représentés. L'assemblage comprend, en tant que portion supérieure formant la tête de l'assemblage, un deuxième tube 61 dans le prolongement du premier tube 60 de même section hexagonale que ce tube 60, et qui enveloppe usuellement des pastilles d'absorbant neutronique non représentées. Autrement dit, les tubes 60, 61 forment une même enveloppe tubulaire 6A de section hexagonale identique sur toute sa hauteur. La tête 61 de l'assemblage comporte une ouverture centrale 610 débouchant en son sein. L'assemblage 6 comprend enfin une portion inférieure 62 formant le pied de l'assemblage, un troisième tube 62 dans le prolongement de l'enveloppe 6A, et plus précisément dans le prolongement du premier tube 60. Le pied 62 de l'assemblage présente une extrémité distale 620 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré dans le sommier 40 du cœur 4. Le pied 62 de l'assemblage comporte à sa périphérie des ouvertures 621 débouchant en son sein.

Ainsi, en configuration installée d'un assemblage combustible, c'est-à-dire en position chargée dans le cœur 4 (figure 1), le pied 62 d'un assemblage 6, de forme mâle, est inséré dans une ouverture du sommier 40 du réacteur et en maintenant ainsi l'assemblage 6 dans ce dernier avec son axe longitudinal X à la verticale. Le sodium primaire peut circuler à l'intérieur de l'assemblage 6 et ainsi prendre par conduction thermique la chaleur dégagée par les crayons de combustible. Le sodium est ainsi introduit par les ouvertures 621 du pied 62 et sort par l'ouverture centrale 610 de la tête 61.

Comme mieux illustré en figure 2, la section du pied 62 de l'assemblage est inférieure à la section de la portion centrale 60 de l'assemblage. Le raccord 600 entre ces deux sections 60, 62 forme un épaulement plus ou moins arrondi ou conique de sorte à pouvoir réaliser une liaison de type sphère/cône avec le sommier 40 du cœur 4 de réacteur.

La portion centrale 60 d'un assemblage comprend une pluralité de crayons de combustibles nucléaires. Chaque crayon est sous la forme d'une gaine à l'intérieur de laquelle est empilée une colonne 6' de pastilles de matière fissile au sein desquelles se produisent les réactions nucléaires qui dégagent de la chaleur. Toutes les colonnes 6' définissent ce que l'on dénomme usuellement la zone fissile et est approximativement située à mi-hauteur d'un assemblage 6. Elle est schématisée sous forme d'un rectangle noir en figure 2.

Comme dans tous réacteurs nucléaires, dans le réacteur SFR 1, le contrôle permanent des réactions nucléaires en chaîne est assuré grâce à des dispositifs de contrôle nucléaire constitués chacun au moins par des barres de commande ou d'arrêt, également appelées barres de contrôle, contenant des absorbants de neutrons qui sont, par exemple, à base de bore. Telles qu'illustrées en figure 1 , ces barres 16 sont mobiles à travers le bouchon couvercle cœur 5 dans le cœur 4 du réacteur par un mécanisme non représenté: elles peuvent être remontées ou extraites en fonction du nombre de neutrons à absorber et ainsi piloter le réacteur. Plus exactement, dans un réacteur SFR, une barre 16 est insérée dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles 6 déjà implantés dans le cœur 4.

Une des contraintes de manutention des assemblages combustibles et des dispositifs de contrôle nucléaire dans un réacteur SFR est liée tout d'abord au fait que dans un tel réacteur, l'opacité intrinsèque au caloporteur (sodium liquide) oblige à manutentionner les assemblages et les dispositifs de contrôle dans le cœur du réacteur sans avoir de visualisation directe par un système de visualisation par caméra que l'on peut retrouver notamment dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée.

Ainsi, il existe le risque, lors de la manutention, d'une insertion intempestive d'un assemblage combustible en lieu et place d'un des dispositifs de contrôle nucléaire, ce qui peut conduire à un incident au moins pénalisant quant à sa prise en compte par l'ensemble du système de contrôle nucléaire du réacteur afin d'éviter tout risque de divergence fortuite.

Pour éviter ce risque, il a déjà été proposé dans le réacteur « PHENIX » mis en service en France, de mettre en place dans l'emplacement dédié, un fourreau de guidage d'une barre de contrôle, et de verrouiller en position ce fourreau par les six assemblages combustible l'entourant de manière contigue. Cette solution présente un inconvénient majeur de gonflement sous irradiation de ce fourreau, car celui-ci se retrouve directement en regard des zones fissiles de ces six assemblages. De même, il a déjà été proposé dans le réacteur « SUPERPHENIX », de mettre en place dans l'emplacement dédié, un fourreau de guidage de section extérieure identique à celle hexagonale de l'enveloppe 6A d'un assemblage combustible 6 décrit ci-dessus, avec une barre de contrôle nucléaire coulissant verticalement à l'intérieur de ce fourreau pour contrôler plus ou moins les réactions nucléaires.

Dans les deux réacteurs PHENIX ET SUPERPHENIX, un pion adapté pour séparer les assemblages et/ou les barres de commande en fonction du débit nécessaire à leur refroidissement était implanté au niveau d'une partie dénommée chandelle dans le sommier du cœur. Cette solution présente l'inconvénient majeur d'un risque d'introduction d'un assemblage combustible, par erreur, jusqu'à quelques centimètres de la position normale (risque de criticité avéré) en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire.

Toutefois, dans les deux réacteurs PHENIX ET SUPERPHENIX, le réacteur ne peut pas être démarré en cas d'erreur, c'est-à-dire en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible en lieu et place d'un des dispositifs de contrôle nucléaire. En effet, une serrure d'interdiction qui est agencée au niveau du pied de l'assemblage interdit à l'assemblage d'être complètement inséré dans le sommier. Cela étant, l'erreur d'insertion est prise en compte seulement après que le pied d'un assemblage a déjà été introduit, c'est-à-dire que cet assemblage est déjà couplé avec les autres assemblages au niveau de da zone fissile. Autrement dit, dans les deux réacteurs précités, il subsistait toujours un risque de criticité, c'est-à-dire un risque de déclencher une réaction en chaîne de fission incontrôlée.

Le but général de l'invention est de pallier tout ou partie des inconvénients de l'art antérieur et donc de proposer une solution pour augmenter la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium liquide RNR-Na ou SFR, plus généralement au métal liquide, équipés de dispositifs de contrôle nucléaire, notamment en interdisant la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un tel dispositif.

Un but particulier de l'invention est de proposer une solution pour interdire la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire tout en minimisant les risques de gonflement sous irradiation de ses éléments. Un autre but particulier de l'invention est d'interdire la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire tout en autorisant la reconfiguration du cœur du réacteur nucléaire, c'est-à-dire la possibilité d'agencer à souhait des assemblages combustibles et des dispositifs de contrôle nucléaire les uns par rapport aux autres dans le cœur du réacteur.

Exposé de l'invention

Pour ce faire, l'invention a pour objet un dispositif de contrôle nucléaire, destiné à être inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles eux-mêmes au sein d'un cœur de réacteur refroidi au métal liquide, lesdits assemblages de forme allongée selon un axe longitudinal X comportant chacun une enveloppe avec une portion enveloppant la zone fissile et, une portion formant pied dans le prolongement de l'enveloppe et dont la section transversale à son axe X est inférieure à celle de l'enveloppe, le pied étant inséré dans une ouverture du sommier du cœur en maintenant l'assemblage dans ce dernier avec son axe X à la verticale,

le dispositif de contrôle nucléaire comprenant:

- au moins une barre de contrôle nucléaire contenant des absorbeurs de neutrons définissant une zone absorbante;

- un élément dit élément d'insertion, de forme allongée selon un axe longitudinal XI comprenant :

*une enveloppe formant fourreau de guidage de la barre de contrôle nucléaire entre une position extrême de retrait dans laquelle la zone absorbante n'est pas logée dans le fourreau et une position extrême engagée dans laquelle la zone absorbante est complètement en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent lorsque le dispositif de contrôle nucléaire est inséré au sein de la pluralité d'assemblages combustibles,

• une portion formant pied, destinée à être insérée dans une ouverture du sommier du cœur en maintenant l'élément d'insertion dans ce dernier avec son axe XI parallèle à l'axe X des assemblages combustibles,

• une portion formant rallonge de pied entre le fourreau de guidage et le pied; la rallonge étant de section transversale à l'axe XI supérieure à celle du pied ; la rallonge de pied et le pied étant de type mâle, - un élément de type femelle formant socle, de forme allongée selon un axe longitudinal X2, dimensionnée pour permettre l'emboîtement de la rallonge et du pied de l'élément d'insertion avec saillie de ce dernier au-delà du socle et, le cas échéant, l'emboîtement d'un pied d'un assemblage combustible mais sans saillie de ce dernier au- delà du socle, le socle étant destiné à être au moins en appui contre l'ouverture du sommier à l'emplacement dédié de sorte d'une part à permettre l'insertion du pied de l'élément d'insertion dans cette ouverture et d'autre part à empêcher l'insertion du pied d'un assemblage combustible dans cette ouverture.

Autrement dit, le dispositif de contrôle nucléaire est constitué essentiellement en trois parties distinctes, à savoir respectivement de bas en haut en configuration installée dans le cœur du réacteur:

- une partie fixe inférieure à fonction d'anti-insertion dans le sommier d'un assemblage combustible,

- une partie mobile formée par au moins une barre de contrôle contenant les absorbants neutroniques et permettant le pilotage du réacteur nucléaire,

- une partie fixe supérieure assurant le guidage en hauteur de la partie mobile pour contrôler plus ou moins les réactions nucléaires.

Grâce à l'invention, la tentative d'insertion par erreur d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire à son emplacement dédié n'est pas possible car le socle interdit par conception la descente dudit assemblage combustible jusqu'à l'ouverture du sommier.

Ainsi, le socle selon l'invention qui interdit lors des opérations de manutention la mise en place d'un assemblage combustible autre qu'un dispositif de contrôle à l'emplacement dédié, ce qui élimine tout risque de réactivité indésirable au niveau du cœur.

En outre, du fait que le pied de l'élément d'insertion peut être identique à un pied d'un assemblage combustible standard, i.e. conçu pour être inséré dans une ouverture standard d'un sommier de réacteur, et que le socle peut être posé au-dessus de n'importe quelle ouverture standard, le dispositif selon l'invention peut être implanté à n'importe quel emplacement sur le sommier. Le socle selon l'invention peut être remplacé ou déplacé au gré de la vie en fonctionnement du réacteur. Autrement dit, la solution selon l'invention autorise une certaine flexibilité pour la gestion de puissance du cœur, puisqu'un dispositif de contrôle nucléaire peut être inséré dans n'importe quelle ouverture du sommier du cœur.

Comparé aux solutions selon l'état de l'art utilisées jusqu'à ce jour, la solution selon l'invention améliore considérablement la sûreté d'un réacteur nucléaire SFR, puisque elle autorise uniquement l'insertion d'un dispositif de contrôle nucléaire dans un emplacement qui lui est réservé, en empêchant l'insertion intempestive d'un assemblage combustible à cet emplacement.

Avantageusement, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle que sa zone fissile n'est pas en regard de celle d'un autre assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier. Autrement dit, la géométrie du socle du dispositif de contrôle nucléaire permet de garantir que la zone fissile d'un assemblage combustible introduit par erreur dans l'emplacement dédié au dispositif ne sera pas au niveau, c'est-à-dire à la même altitude, de la zone fissile des assemblages déjà insérés dans le cœur du réacteur.

De préférence, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour ne pas être en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier. Cela permet au socle de ne pas être soumise au flux intense de neutrons des zones fissiles des assemblages combustibles insérés dans le cœur et qui l'entoure de manière contigue, puisqu'elle se situe en dessous de ces dernières. On évite ainsi, à tout le moins on réduit, fortement le risque de gonflement sous irradiation de la pièce femelle.

De préférence encore, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle qu'il puisse être détecté par un système de contrôle de manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur. Le blocage peut être ainsi réalisé avec un assemblage inséré de manière intempestif qui fait saillie d'au moins un mètre au-dessus des assemblages déjà insérés en cœur. Bien évidemment, la différence de hauteur dans le cœur entre la position normale d'un assemblage combustible inséré à un emplacement qui lui est dédié et celle erronée, c'est-à-dire avec un assemblage en butée contre le socle et non insérée dans le sommier, est fonction de la position de la zone fissile dans les assemblages et par voie de conséquence de la zone absorbante dans un dispositif de contrôle selon l'invention. On évite ainsi tout risque de criticité localement au niveau des assemblages en cause ou de divergence fortuite.

Selon une caractéristique avantageuse, la longueur d'un élément d'insertion considérée entre l'extrémité du fourreau de guidage et le pied est égale à la longueur d'un assemblage combustible. On peut ainsi réaliser la manutention d'un dispositif de contrôle nucléaire avec les mêmes moyens et de la même manière que ceux utilisés pour la manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur.

Selon une autre caractéristique avantageuse, l'élément d'insertion comportant un épaulement en forme de tronc de cône ou sphérique entre sa rallonge de pied et son pied, Γ épaulement permettant un appui sphère/cône contre la paroi intérieure de l'ouverture du sommier.

Selon une variante de réalisation avantageuse, le socle présente au moins un ergot de verrouillage, de préférence trois ergots répartis angulairement à 120° l'un de l'autre, qui s'étend (ent) transversalement à son axe X2 pour verrouiller le positionnement du socle contre le sommier par coincement de(s) l'ergot(s) par un (des) assemblage(s) combustible adjacent(s). L'ergot, avantageusement les trois ergots à 120° l'un de l'autre permettent à la fois de s'assurer que lors de l'extraction d'un dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention du cœur du réacteur, le socle reste en place, c'est-à-dire en appui contre le sommier du réacteur, et de détecter un éventuel grippage de l'élément d'insertion dans la pièce femelle. Sur ce dernier point, en effet, en cas de grippage lors de l'extraction vers le haut du réacteur entre le socle et l'élément d'insertion selon l'invention, la différence d'effort au niveau d'un grappin de manutention est importante car au lieu d'extraire uniquement un élément d'insertion, ce dernier supporte le poids du socle avec un, voire trois assemblages combustibles. Cette variation d'effort à supporter par le grappin de manutention est facilement mesurable lors de l'extraction.

Le socle présente de préférence une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe d'un assemblage combustible. Le guidage et le positionnement du socle, qui sont délicats à assurer dans un réacteur à métal liquide, notamment à sodium liquide, à cause de l'absence de visibilité due à l'opacité du métal liquide, sont ainsi avantageusement réalisés par les assemblages combustibles qui l'entourent de manière contigue. En cas de reconfiguration du cœur, lorsque le socle comporte trois ergots de verrouillage, on retire les trois assemblages combustibles contigus qui coincent le socle par ses ergots, en maintenant les trois autres assemblages en place, puis on procède l'extraction du socle, son guidage étant alors assuré avantageusement par les trois autres assemblages contigus, restés en place.

Avantageusement, le fourreau de guidage présente une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe d'un assemblage combustible. On permet ainsi un guidage aisé de l'élément d'insertion par six assemblages combustibles qui l'entourent de manière contigue.

De préférence, le matériau constitutif du socle a un même coefficient de dilatation thermique que celui de la rallonge et du pied de l'élément d'insertion. On réduit ainsi le risque de grippage par dilatation thermique entre le socle et l'élément d'insertion au cours du fonctionnement du réacteur.

L'invention a également pour objet un procédé de mise en œuvre du dispositif de mesure qui vient d'être décrit, la cuve étant la cuve de réacteur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au métal liquide, tel que du sodium liquide (SFR) , procédé selon lequel on met en appui le pied de l'élément d'insertion contre le sommier autour d'une ouverture du réacteur à un emplacement dédié, on insère l'élément d'insertion dans l'ouverture à travers le pied puis on déplace la barre de contrôle nucléaire pour la loger au moins en partie dans le fourreau de guidage.

L'invention a enfin pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (SFR), comportant au moins un dispositif de contrôle nucléaire qui vient d'être décrit, inséré dans le sommier du cœur en étant entouré de manière contigue par six assemblages combustibles SFR.

Description détaillée

D'autres avantages et caractéristiques de l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée de l'invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes parmi lesquelles :

- la figure 1 est une vue en coupe schématique de la cuve d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR selon l'état de l'art, montrant différentes positions de manutention d'un assemblage combustible ainsi que celles des barres de contrôle nucléaire; - la figure 2 est une vue externe en perspective d'un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR ;

- la figure 3 est une vue de côté et en coupe d'une partie d'un cœur de réacteur nucléaire SFR réalisée au niveau de la plaque supérieure du sommier montrant respectivement une position d'insertion autorisée d'un assemblage combustible, une position d'insertion d'un dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention à un emplacement dédié et enfin une position non autorisée d'un assemblage combustible à un emplacement dédié à un dispositif de contrôle selon l'invention ;

- la figure 4 est une vue agrandie des parties inférieures des assemblages combustible et d'un dispositif de contrôle nucléaire selon la figure 3 ;

- la figure 4 A est une vue de détail en perspective de la partie inférieure d'un assemblage combustible et deux dispositifs de contrôle nucléaire selon la figure 3 ;

- la figure 5 est une vue en perspective d'un exemple de réalisation du socle du dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention.

La figure 1 est relative à un réacteur nucléaire SFR de type intégré selon l'état de l'art et montrant différentes positions de manutention d'un assemblage 6 combustible à savoir respectivement inséré dans le cœur et au-dessus du cœur, ainsi que les positions des barres de contrôle nucléaire 16. La figure 2 est relative à un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR. Ces figures 1 et 2 ont déjà été commentées en préambule et ne le sont donc pas plus ci-après.

Par souci de clarté, les mêmes références désignant les mêmes éléments de réacteur, d'assemblage combustible et de dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention sont utilisées pour toutes les figures 1 à 5.

Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve remplie de sodium liquide, un dispositif de contrôle selon l'invention et respectivement d'un assemblage combustible tels qu'ils sont en configuration verticale de fonctionnement. Ainsi, dans une configuration de fonctionnement installée en cœur, un assemblage combustible 6 à la verticale a son pied vers le bas. De même, dans une configuration de fonctionnement installée en cœur, le dispositif de contrôle 17 à la verticale a son pied vers le bas.

Dans l'ensemble de la présente demande, l'expression « en regard de » est à comprendre comme signifiant adjacent et à la même altitude, i.e. à la même profondeur dans la cuve de réacteur. Ainsi, lorsque la zone absorbante 16' d'un dispositif de contrôle nucléaire 17 n'est pas en regard de la zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6, cela signifie qu'elle n'est pas à la même profondeur dans la cuve de réacteur que la zone fissile 6' même si la barre de contrôle nucléaire 16 la contenant peut être adjacente audit assemblage 6.

Tel qu'illustré en figure 3, le dispositif de contrôle nucléaire 17 est dans sa configuration de fonctionnement, c'est-à-dire inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles 6 eux-mêmes au sein d'un cœur 4 de réacteur refroidi au métal liquide, avec chaque pied 62 d'assemblage inséré dans une ouverture la plaque supérieure 40A du sommier 40 en maintenant l'assemblage avec son axe X à la verticale.

Le dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention comprend tout d'abord en tant que partie mobile une barre de contrôle nucléaire 16 contenant des absorbeurs de neutrons définissant une zone absorbante 16'.

Il comprend également en tant que partie fixe supérieure, un élément 18 dit élément d'insertion, de forme allongée selon un axe longitudinal XI .

Cet élément d'insertion 18, sous forme d'une pièce monobloc dans l'exemple représenté, comprend un fourreau de guidage 180 de la barre de contrôle nucléaire 16 entre une position extrême de retrait dans laquelle la zone absorbante 16' n'est pas logée dans le fourreau et une position extrême engagée dans laquelle la zone absorbante 16' est complètement en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent lorsque le dispositif de contrôle nucléaire est inséré au sein de la pluralité d'assemblages combustibles 6. Il comprend également un pied 181 inséré dans une ouverture 400 de la plaque supérieure 40A du sommier 40 en maintenant l'élément d'insertion 18 dans ce dernier avec son axe XI parallèle à l'axe X des assemblages combustibles 6. Une rallonge de pied 182 est prévue entre le fourreau de guidage 180 et le pied 181. La rallonge 182 est de section transversale à l'axe XI supérieure à celle du pied 181. Le dispositif 17 comprend également en tant que partie fixe inférieure un socle 19, de forme allongée selon un axe longitudinal X2 qui est au moins en appui contre l'ouverture 400 du sommier 40 à un emplacement dédié en configuration installée du dispositif 17 (figures 3 et 4). Ce socle 19 est de type femelle et est dimensionné pour permettre l'emboîtement de la rallonge 182 et du pied 181 avec saillie de ce dernier au- delà du socle 19 (partie de droite sur les figures 3 et 4) et l'emboîtement d'un pied 62 d'un assemblage combustible 6 mais sans saillie de ce dernier au-delà du socle 19 (partie de gauche des figures 3 et 4). Ainsi, le socle 19 d'une part permet l'insertion du pied 181 dans l'ouverture 400 (partie de droite sur les figures 3 et 4) et d'autre part empêche l'insertion du pied 62 d'un assemblage combustible 6.1 dans cette ouverture 400 (partie de gauche des figures 3 et 4). On précise ici qu'on a désigné par une seule et même référence 400, toutes les ouvertures réalisées dans la plaque supérieure 40A du sommier et dédiées uniquement à l'insertion d'un pied 181 d'un élément d'insertion 18 selon l'invention.

Comme mieux illustré en figure 3, la longueur L du socle 19 est dimensionnée à la fois pour :

empêcher la zone fissile 6 M d'un assemblage combustible 6 introduit par erreur dans le socle 19 de venir au niveau de la zone fissile 6' des autres assemblages combustibles correctement insérés dans le cœur du réacteur ; c'est-à-dire empêcher la zone fissile 6'.1 d'être en regard d'une zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6 adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier ;

empêcher tout point du socle 19 d'être en regard d'une zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6 adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier ;

bloquer l'assemblage combustible 6.1 inséré de manière intempestive dans une position telle qu'il puisse être détecté par un système de contrôle de manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur ; typiquement l'assemblage 6.1 fait saillie d'une hauteur d'au moins lm au-dessus des assemblages 6 correctement insérés dans le cœur.

Comme mieux illustré en figure 4, il est prévu un épaulement 183 en forme de tronc de cône ou sphérique entre la rallonge 182 et le pied 181 de l'élément d'insertion. Cet épaulement permet un appui sphère/cône contre la paroi intérieure de l'ouverture 400 du sommier 40. La figure 4A montre en détail un assemblage combustible 6 entre deux socles adjacents 19 avec le maintien du socle de droite sur la figure réalisé par appui de l'assemblage 6 sur un ergot 190.

Un exemple avantageux de socle 19 selon l'invention est représenté en figure 5. Le socle 19, en une seule pièce monobloc, est de section hexagonale identique à celle d'un assemblage combustible 6, et il comprend trois ergots de verrouillage 190 à 120° l'un de l'autre transversalement à son axe X2. Chacun de ces trois ergots 190 est coincé par un assemblage combustible 6 adjacent. Ainsi, un tel verrouillage en position du socle 19 permet de s'assurer que ce dernier ne peut pas être extrait par le dispositif de manutention en même temps que l'élément d'insertion 18. En cas de reconfiguration du cœur, c'est-à- dire un changement relatif de position des assemblages combustibles 6 et de dispositifs de contrôle nucléaire selon l'invention 17, un socle 19 peut être libéré par extraction vers le haut du réacteur des trois assemblages contigûes et en appui sur les ergots de verrouillage 190. Le guidage lors de l'extraction ou lors de la mise en place et le positionnement est assuré par les trois autres assemblages combustibles contigus maintenus insérés à leur place.

Le socle 19 est avantageusement réalisé dans le même matériau constitutif du pied 181, ce qui permet d'éviter tout problème de grippage par dilatation thermique relative entre ces deux éléments.

Le socle 19 présente avantageusement, dans son extrémité supérieure, une portion 191 qui permet sa préhension, préférentiellement, par le même dispositif de manutention utilisé pour la manutention des assemblages combustibles 6 ou des éléments d'insertion 18 dans la cuve 10 du réacteur 1.

L'invention n'est pas limitée aux exemples qui viennent d'être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. Référence citée

[1] : Manuel « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » - Les techniques de l'Ingénieur B 3 171