<Desc/Clms Page number 1>
ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE CONTENANT DU PLUTONIUM ET COEUR DE REACTEUR UTILISANT UN TEL ASSEMBLAGE
L'invention concerne les réacteurs nucléaires refroidis et modérés par l'eau naturelle, et plus particulièrement les assemblages combustibles destinés à de tels réacteurs.
Le retraitement des assemblages combustibles irradiés a rendu disponible des quantités importantes d'uranium appauvri et de plutonium (ce terme devant être interprété comme désignant également le plutonium contenant une faible teneur d'américium provenant de la décroissance radio-active du Pu 241). On a depuis longtemps proposé d'utiliser le plutonium provenant du retraitement des assemblages irradiés pour en mélanger avec de l'uranium naturel ou appauvri, que ce soit pour des réacteurs à eau bouillante (US-A-4 251 321) ou des réacteurs à eau sous pression (US-A-4 652 416), dans des crayons occupant une fraction des assemblages combustibles du réacteur nucléaire, les autres crayons contenant généralement de l'uranium enrichi.
Les différences de propriétés neutroniques entre les isotopes du plutonium et ceux de l'uranium rendent impossible la substitution pure et simple d'un mélange U-Pu à l'uranium enrichi en isotope 235. Certaines de ces différences sont déjà exposées dans les brevets US ci-dessus mentionnés, auxquels on pourra se reporter. De plus, le plutonium provenant du retraitement a une composition isotopique qui varie notablement suivant le taux d'irradiation subie par le combustible (conditionné dans une certaine mesure par l'enrichissement initial), par le spectre d'énergie des neutrons dans le réacteur où s'est effectuée l'irradiation et enfin suivant la durée du séjour en réacteur, du stockage ultérieur, du retraitement et de la réincorporation dans des assemblages.
<Desc/Clms Page number 2>
Pour que l'utilisation d'assemblages de combustible contenant du plutonium soit économiquement acceptable, il faut que la présence d'assemblages contenant de l'uranium naturel ou appauvri et du plutonium, à l'état d'oxyde mixte, n'exige pas une diminution de la longueur de cycle à l'équilibre par rapport à un réacteur utilisant uniquement de l'uranium enrichi. De plus la présence de combustible U-Pu ne doit pas pénaliser le fonctionnement du réacteur ; notamment il ne doit pas entraîner une diminution de puissance nominale, notamment du fait d'une distribution de puissance irrégulière. Enfin l'utilisation du plutonium ne doit pas apporter de complications excessives à la fabrication et à la gestion du combustible.
Pour faire mieux apparaître les difficultés à surmonter, on rappellera tout d'abord les caractéristiques principales du plutonium qui est actuellement disponible en quantité importante et qui provient des assemblages combustible initialement chargés d'uranium enrichi et ayant séjourné pendant deux ou trois ans environ dans un réacteur.
Le plutonium provenant du retraitement ne contient plus que très peu d'éléments de fission et d'uranium. Il est accompagné d'une faible teneur de transplutoniens, et notamment d'américium 241. Une composition isotopique représentative (en masse) est la suivante : Pu 238 2, 6% Pu 239 53, 4% Pu 240 23,9% Pu 241 11, 7% Pu 242 7,3% Am 241 1,1%.
Les isotopes impairs du plutonium sont fissiles.
Les isotopes pairs sont absorbants, donc gênent la réaction en chaîne. Mais Pu 238 et Pu 240 sont fertiles et donnent naissance à du matériau fissile qui peut ensuite participer à la production de neutrons.
Les différents isotopes fissiles et fertiles du
<Desc/Clms Page number 3>
plutonium ont des sections de capture dont la variation avec l'énergie des neutrons est très différente de celle des isotopes correspondants de l'uranium.
Les sections efficaces microscopiques d'absorption des neutrons thermiques (énergie inférieure à 1 eV) sont plus élevées pour Pu que pour U : la section d'absorption est à peu près deux fois plus élevée pour Pu 239 et Pu 241 que U 235 ; elle est environ cent fois plus élevée pour Pu 240 que pour U 238, ce qui fait que Pu 240, par absorption préférentielle de neutrons, va réduire la production de plutonium par conversion d'U 238.
- La section efficace de fission de U 235 varie en fonction inverse de l'énergie, dans le domaine thermique, alors que les isotopes 239,240 et 241 du plutonium présentent chacun une résonance-très marquée, à 0,3 eV pour 239 et 241, vers 1 eV pour 240.
- Les sections efficaces de fission des isotopes impairs du plutonium dans le domaine thermique sont à peu près trois fois plus grandes que celles de U 235.
En conséquence, l'utilisation pure et simple d'oxydes mixtes (U, Pu) dans tous les crayons d'un assemblage du type couramment utilisé dans les réacteurs refroidis et modérés à l'eau naturelle provoquerait un pic de puissance à la périphérie où la thermalisation est accrue par la présence d'une lame d'eau, au début d'un cycle de fonctionnement, et obligerait à réduire la puissance nominale.
On a notamment tenté de résoudre ce problème en constituant des assemblages dans lesquels les crayons périphériques et les crayons centraux contiennent les uns de l'uranium enrichi isotopiquement en U 235, les autres de l'uranium appauvri et du plutonium (US-A-4 251 321). On a également proposé (US-A-4 652 416) de constituer des assemblages ayant une partie périphérique constituée de crayons contenant de l'uranium enrichi, dans laquelle le flux neutronique est sensiblement thermique, et une partie centrale contenant du plutonium, dans laquelle la teneur
<Desc/Clms Page number 4>
d'eau est réduite, de façon que les neutrons y ait une énergie plus élevée.
Ces solutions ont divers inconvénients. Elles conduisent à placer, dans le même assemblage, des crayons contenant de l'uranium enrichi et des crayons contenant du plutonium. Elles se prêtent mal à l'utilisation simultanée, dans un même coeur de réacteur, d'assemblages à uranium et d'assemblages au plutonium. Or la fabrication du combustible est très facilitée si certains seulement des assemblages sont à fabriquer dans les conditions de sécurité accrues requises par la toxicité et la radio-activité élevée du plutonium.
L'invention vise notamment à fournir un assemblage combustible contenant du plutonium, utilisable dans un réacteur refroidi et modéré par de l'eau naturelle, ne contenant pas d'uranium enrichi,-substituable à un assemblage en uranium enrichi et pouvant être utilisé en même temps qu'un tel assemblage dans un réacteur nucléaire.
Pour cela, l'invention propose un assemblage combustible ayant des crayons de combustible répartis aux noeuds d'un réseau régulier (les crayons pouvant être omis en certains des noeuds, par exemple pour permettre la mise en place de tubes guides ou de tirants), ces crayons étant répartis en : - un groupe central constitué de crayons ayant une première teneur tl en plutonium, - une rangée périphérique de crayons ayant une teneur t2, inférieure à tl, en plutonium, et - un groupe de crayons de coin ayant une teneur t3 inférieure à t2, le plutonium étant sous forme d'oxyde mixte de plutonium et d'uranium naturel ou appauvri, avantageusement ayant la même composition isotopique pour tous les crayons.
Les teneurs tl, t2 et t3 sont choisies de façon à obtenir une teneur moyenne t telle que l'assemblage au plutonium soit équivalent, du point de vue de la durée de séjour acceptable en réacteur, aux assemblages à uranium
<Desc/Clms Page number 5>
enrichi également utilisés.
Dans le cas d'un assemblage à section carrée, les crayons de coin comportent avantageusement non seulement les quatre crayons d'angle, mais aussi les deux crayons de bord qui encadrent chaque crayon d'angle.
Cette répartition de concentrations permet d'équilibrer la puissance dégagée par les différents crayons en dépit de la réduction d'énergie des neutrons que provoque l'effet modérateur des lames d'eau séparant les assemblages dans le réacteur.
Dans un assemblage où certains noeuds sont démunis de crayons, et constituent en conséquence des trous d'eau, il peut être utile de compenser le surplus local de ralentissement des neutrons. C'est notamment le cas dans les assemblages combustibles destines aux réacteurs à eau sous pression, dont le squelette comprend des tubes guides dont certains sont proches des bords de l'assemblage, par exemple sont placés dans la troisième rangée à partir de la périphérie. Il peut alors être utile de substituer des crayons ayant la teneur t2 aux crayons à teneur tl dans la seconde rangée à partir de la périphérie, entre la première rangée et chaque tube guide, qui constitue une zone de thermalisation intense des neutrons lorsqu'il ne contient pas de crayons de contrôle ou de variation de spectre.
L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit d'un mode particulier de réalisation, donné à titre d'exemple non limitatif, et qui correspondant au cas d'un assemblage pour réacteur à eau sous pression et à neutrons thermiques, dont les crayons sont répartis suivant un réseau carré de 17x17 cellules.
La description se réfère aux dessins qui l'accompagnent, dans lesquels : - la figure 1 montre la répartition de puissance par couronne de crayons dans un assemblage dont tous les crayons ont la même teneur en plutonium et dans un assemblage à uranium enrichi adjacent ;
<Desc/Clms Page number 6>
- la figure 2 est une vue en plan destinée à montrer la répartition des crayons en trois groupes dans un assemblage contenant du plutonium à plusieurs teneurs ; - la figure 3, similaire à la figure 1, montre la répartition de puissance obtenue entre les couronnes de crayons, dans un assemblage du genre montré en figure 2.
Avant de déterminer la répartition des teneurs entre les différents crayons d'un assemblage, il convient de choisir la teneur moyenne t en plutonium à donner à l'assemblage pour assurer la compatibilité avec les assemblages à uranium enrichi également utilisés dans le coeur du réacteur.
On désignera par ce qui suit par teneur t en plutonium d'un crayon de combustible le rapport entre la masse totale (Pu+Am) dans l'oxyde mixte et la masse totale des isotopes lourds (+Pu+Am), en pour-cent. On désignera également par t le rapport des masses, mais dans le cas d'un assemblage complet, comprenant des crayons de combustible répartis aux noeuds d'un réseau régulier.
Des données expérimentales ont permis d'établir une relation permettant de déterminer la teneur t correspondant à une teneur T en uranium 235 des assemblages dont les crayons contiennent uniquement de l'uranium enrichi, en tenant compte d'un facteur d'équivalence qui dépend de la composition isotopique du plutonium et de la teneur résiduelle en U 235 de l'uranium naturel ou appauvri associé au plutonium.
On considèrera le cas, particulièrement représentatif, d'un coeur de réacteur à eau sous pression dont un quart des assemblages est remplacé chaque année, un assemblage sur cinq étant enrichi au plutonium.
Dans le cas où : les assemblages en U02 ont un taux d'enrichissement T de 3, 80%, - l'épuissement moyen des assemblages lors du déchargement est de 45 000 MWj par tonne,
<Desc/Clms Page number 7>
- une rangée périphérique de crayons ayant une teneur t2, par exemple de 0, 73t, en tout cas inférieure à la teneur moyenne t, et - un groupe de crayons de coin ayant une teneur t3 inférieure à t2, par exemple égale à 0, 51t, pour tenir compte de la thermalisation intense dans la zone commune à deux lames d'eau.
L'influence de ce croisement de deux lames d'eau se faisant sentir au-delà des quatre crayons de coin, il sera souvent avantageux de prévoir trois crayons dans chaque coin, comme cela est représenté sur la figure 2, où les emplacements des crayons ayant la teneur tl sont achurés, les emplacements des crayons ayant la teneur t2 sont tramés et les emplacements des crayons ayant la teneur t3 sont laissés en blanc. L'emplacement central est occupé par un tube d'instrumentation.
L'assemblage combustible montré en figure 2 comporte vingt quatre tubes guides, qui constituent des trous d'eau lorsqu'ils ne sont pas occupés par un crayon de contrôle ou, dans le cas d'un réacteur susceptible d'être rendu légèrement épithermique, par des crayons de variation de spectre d'énergie. Pour tenir compte de la thermalisation accrue des neutrons provoquée par l'effet combiné des lames d'eau et des trous d'eau aux emplacements compris entre les tubes guides 12 les plus proches du bord et la périphérie, les crayons à teneur tl peuvent être remplacés par des crayons à teneur t2 à ces emplacements tels que 14. On peut également placer des crayons à teneur t2 aux emplacements 16 immédiatement adjacents aux emplacements des crayons à teneur t3.
On obtient ainsi un assemblage dans lequel la répartition de puissance spécifique par couronne est celle indiquée sur la figure 3 (le chiffre 1 indiquant la couronne externe de crayons).
On constate que les écarts de puissance sont beaucoup plus réduits que dans le cas de la figure 1 et sont
<Desc/Clms Page number 8>
- le plutonium provient du retraitement d'un tel combustible à uranium enrichi, cinq ans séparant la fin de l'irradiation du rechargement,
EMI8.1
- on a constaté que la teneur moyenne en plutonium doit être de t=7, 70% lorsqu'il est à l'état d'oxyde mixte avec de l'uranium appauvri à 0,225% de U 235.
Comme on l'a indiqué plus haut, la répartition de puissance serait très irrégulière dans le cas d'un assemblage dont tous les crayons auraient la même teneur massique t en plutonium. La figure 1 montre, à titre d'exemple, la répartition de puissance, déterminée par le calcul, que présenterait un assemblage dont tous les crayons auraient la même teneur atomique t de 7,70% en plutonium, comparée à celle d'un assemblage à U02 enrichi adjacent, dans le cas où les assemblages ont 17x17 cellules et une constitution classique, qui peut par exemple être celle décrite dans le document EP-A-0 187 578 ou le brevet correspondant FR 84 18645, auxquels on pourra se reporter.
On constate que la puissance spécifique présente un pic intense dans la première couronne d'assemblage à partir de la périphérie, à proximité de la lame d'eau 10 séparant deux assemblages.
On retrouverait un pic de puissance similaire dans le cas d'assemblages contenant des crayons dont l'enrichissement en plutonium est moindre, associés à des assemblages contenant de l'oxyde d'uranium à plus faible taux d'enrichissement, destinés à un réacteur pour lequel on remplace un tiers de coeur chaque année.
Pour atténuer les écarts de puissance spécifiques entre les couronnes, les crayons sont répartis en trois groupes ayant des teneurs en plutonium différentes, choisies en fonction du nombre des crayons dans chaque groupe de façon que la teneur moyenne dans l'assemblage soit proche t=7,70%.
Des résultats satisfaisants sont obtenus en utilisant :
EMI8.2
- un groupe central constitué de crayons ayant une première tl en plutonium, par exemple de 1, 13t,
<Desc/Clms Page number 9>
acceptables.
Les assemblages suivant l'invention peuvent être régulièrement répartis dans un réacteur, les emplacements entre ces assemblages étant occupés par des assemblages à uranium enrichi. On peut notamment constituer un coeur avec 20% d'assemblages ayant les teneurs indiquées plus haut et 80% d'assemblages à uranium enrichi, ne comportant pas à l'origine de plutonium en quantité appréciable. On a également envisagé un coeur à 30% et 70% d'assemblages.
<Desc / Clms Page number 1>
FUEL ASSEMBLY CONTAINING PLUTONIUM AND REACTOR CORE USING SUCH AN ASSEMBLY
The invention relates to nuclear reactors cooled and moderated by natural water, and more particularly the fuel assemblies intended for such reactors.
The reprocessing of irradiated fuel assemblies has made available significant quantities of depleted uranium and plutonium (this term should be interpreted as also designating plutonium containing a low content of americium originating from the radioactive decay of Pu 241). It has long been proposed to use plutonium from the reprocessing of irradiated assemblies to mix it with natural or depleted uranium, whether for boiling water reactors (US-A-4,251,321) or reactors with pressurized water (US-A-4 652 416), in rods occupying a fraction of the fuel assemblies of the nuclear reactor, the other rods generally containing enriched uranium.
The differences in neutron properties between the plutonium and uranium isotopes make it impossible to replace a U-Pu mixture with uranium enriched in isotope 235 outright. Some of these differences are already exposed in the US patents above mentioned, which can be referred to. In addition, the plutonium coming from reprocessing has an isotopic composition which varies notably according to the rate of irradiation undergone by the fuel (conditioned to a certain extent by the initial enrichment), by the energy spectrum of the neutrons in the reactor where the irradiation was carried out and finally according to the duration of the stay in the reactor, of the subsequent storage, of the reprocessing and of the reincorporation in assemblies.
<Desc / Clms Page number 2>
For the use of fuel assemblies containing plutonium to be economically acceptable, the presence of assemblies containing natural or depleted uranium and plutonium, in the mixed oxide state, does not require a reduction in the cycle length at equilibrium compared to a reactor using only enriched uranium. In addition, the presence of U-Pu fuel should not penalize the operation of the reactor; in particular it must not cause a reduction in nominal power, in particular due to an irregular power distribution. Finally, the use of plutonium must not bring excessive complications to the production and management of the fuel.
To better show the difficulties to be overcome, we first recall the main characteristics of plutonium which is currently available in large quantities and which comes from fuel assemblies initially loaded with enriched uranium and having stayed for two or three years in a reactor.
The plutonium from reprocessing now contains very little fission and uranium. It is accompanied by a low content of transplutonians, and in particular americium 241. A representative isotopic composition (by mass) is as follows: Pu 238 2.6% Pu 239 53.4% Pu 240 23.9% Pu 241 11.7% Pu 242 7.3% Am 241 1.1%.
The odd isotopes of plutonium are fissile.
Even isotopes are absorbent and therefore interfere with the chain reaction. But Pu 238 and Pu 240 are fertile and give rise to fissile material which can then participate in the production of neutrons.
The different fissile and fertile isotopes of
<Desc / Clms Page number 3>
plutonium have capture sections whose variation with neutron energy is very different from that of the corresponding isotopes of uranium.
The microscopic cross-sections for absorption of thermal neutrons (energy less than 1 eV) are higher for Pu than for U: the absorption section is approximately twice as high for Pu 239 and Pu 241 than U 235; it is about a hundred times higher for Pu 240 than for U 238, which means that Pu 240, by preferential absorption of neutrons, will reduce the production of plutonium by conversion of U 238.
- The fission cross section of U 235 varies as an inverse function of the energy, in the thermal domain, while the isotopes 239, 240 and 241 of plutonium each have a very marked resonance, at 0.3 eV for 239 and 241, around 1 eV for 240.
- The fission cross sections of the odd isotopes of plutonium in the thermal domain are roughly three times larger than those of U 235.
Consequently, the pure and simple use of mixed oxides (U, Pu) in all the rods of an assembly of the type commonly used in reactors cooled and moderated with natural water would cause a power peak at the periphery where thermalization is increased by the presence of a water layer, at the start of an operating cycle, and would make it necessary to reduce the nominal power.
In particular, an attempt has been made to resolve this problem by constituting assemblies in which the peripheral rods and the central rods contain some of the uranium enriched isotopically in U 235, the others of depleted uranium and plutonium (US-A-4 251 321). It has also been proposed (US-A-4,652,416) to constitute assemblies having a peripheral part made up of rods containing enriched uranium, in which the neutron flux is substantially thermal, and a central part containing plutonium, in which content
<Desc / Clms Page number 4>
of water is reduced, so that the neutrons have a higher energy there.
These solutions have various drawbacks. They lead to placing, in the same assembly, pencils containing enriched uranium and pencils containing plutonium. They do not lend themselves well to the simultaneous use, in the same reactor core, of uranium assemblies and plutonium assemblies. However, the manufacture of the fuel is very much easier if only some of the assemblies are to be manufactured under the increased safety conditions required by the toxicity and the high radioactivity of plutonium.
The invention aims in particular to provide a fuel assembly containing plutonium, usable in a reactor cooled and moderated by natural water, not containing enriched uranium, -substitutable for an assembly made of enriched uranium and which can be used at the same time time such an assembly in a nuclear reactor.
For this, the invention proposes a fuel assembly having fuel rods distributed at the nodes of a regular network (the rods can be omitted in some of the nodes, for example to allow the fitting of guide tubes or tie rods), these pencils being divided into: - a central group consisting of pencils having a first plutonium content tl, - a peripheral row of pencils having a plutonium content t2, less than tl, and - a group of corner pencils having a content t3 less than t2, the plutonium being in the form of a mixed oxide of plutonium and natural or depleted uranium, advantageously having the same isotopic composition for all the pencils.
The contents tl, t2 and t3 are chosen so as to obtain an average content t such that the plutonium assembly is equivalent, from the point of view of the acceptable residence time in the reactor, to uranium assemblies
<Desc / Clms Page number 5>
enriched also used.
In the case of a square section assembly, the corner pencils advantageously comprise not only the four corner pencils, but also the two edge pencils which frame each corner pencil.
This distribution of concentrations makes it possible to balance the power released by the various rods despite the reduction in energy of the neutrons caused by the moderating effect of the water layers separating the assemblies in the reactor.
In an assembly where certain nodes are deprived of pencils, and consequently constitute water holes, it may be useful to compensate for the local surplus of neutron deceleration. This is particularly the case in fuel assemblies intended for pressurized water reactors, the skeleton of which comprises guide tubes, some of which are close to the edges of the assembly, for example are placed in the third row from the periphery. It may then be useful to substitute pencils having the content t2 for the pencils having the content tl in the second row from the periphery, between the first row and each guide tube, which constitutes a zone of intense thermalization of the neutrons when it does not contain control pencils or spectrum variation.
The invention will be better understood on reading the following description of a particular embodiment, given by way of nonlimiting example, and which corresponds to the case of an assembly for a pressurized water and thermal neutron reactor. , whose pencils are distributed in a square array of 17x17 cells.
The description refers to the accompanying drawings, in which: - Figure 1 shows the power distribution by ring of rods in an assembly in which all the rods have the same plutonium content and in an adjacent enriched uranium assembly;
<Desc / Clms Page number 6>
- Figure 2 is a plan view intended to show the distribution of the pencils in three groups in an assembly containing plutonium with several contents; FIG. 3, similar to FIG. 1, shows the power distribution obtained between the crowns of rods, in an assembly of the kind shown in FIG. 2.
Before determining the distribution of the contents between the various rods of an assembly, it is advisable to choose the average plutonium content t to be given to the assembly to ensure compatibility with the enriched uranium assemblies also used in the reactor core.
The following denote by plutonium content t of a fuel rod the ratio between the total mass (Pu + Am) in the mixed oxide and the total mass of heavy isotopes (+ Pu + Am), hundred. The mass ratio will also be designated by t, but in the case of a complete assembly, comprising fuel rods distributed at the nodes of a regular network.
Experimental data have made it possible to establish a relationship making it possible to determine the content t corresponding to a content u of uranium 235 of the assemblies whose rods contain only enriched uranium, taking into account an equivalence factor which depends the isotopic composition of plutonium and the residual U 235 content of natural or depleted uranium associated with plutonium.
We will consider the particularly representative case of a pressurized water reactor core, a quarter of whose assemblies are replaced each year, one in five assemblies being enriched with plutonium.
In the case where: the U02 assemblies have an enrichment rate T of 3.80%, - the average exhaustion of the assemblies during unloading is 45,000 MWd per ton,
<Desc / Clms Page number 7>
a peripheral row of pencils having a content t2, for example of 0.73 t, in any case less than the average content t, and a group of corner pencils having a content t3 of less than t2, for example equal to 0, 51t, to take account of the intense thermalization in the area common to two water layers.
The influence of this crossing of two water blades being felt beyond the four corner pencils, it will often be advantageous to provide three pencils in each corner, as shown in Figure 2, where the locations of the pencils having the content t1 are purchased, the locations of the pencils having the content t2 are screened and the locations of the pencils having the content t3 are left blank. The central location is occupied by an instrumentation tube.
The fuel assembly shown in FIG. 2 comprises twenty four guide tubes, which constitute water holes when they are not occupied by a control rod or, in the case of a reactor capable of being made slightly epithermal, by energy spectrum variation pencils. To take into account the increased thermalization of neutrons caused by the combined effect of the water layers and water holes at the locations between the guide tubes 12 closest to the edge and the periphery, the pencils with a tl content can be replaced by pencils with t2 content at these locations such as 14. One can also place pencils with t2 content at locations 16 immediately adjacent to the locations of pencils with t3 content.
An assembly is thus obtained in which the specific power distribution by crown is that indicated in FIG. 3 (the number 1 indicating the outer crown of pencils).
It can be seen that the power differences are much smaller than in the case of FIG. 1 and are
<Desc / Clms Page number 8>
- the plutonium comes from the reprocessing of such an enriched uranium fuel, five years between the end of irradiation and recharging,
EMI8.1
- It has been found that the average plutonium content must be t = 7.70% when it is in the state of mixed oxide with depleted uranium at 0.225% U 235.
As indicated above, the power distribution would be very irregular in the case of an assembly in which all the rods would have the same mass content t of plutonium. FIG. 1 shows, by way of example, the power distribution, determined by calculation, that an assembly would exhibit, all the rods of which would have the same atomic content t of 7.70% plutonium, compared to that of an assembly to adjacent enriched U02, in the case where the assemblies have 17 × 17 cells and a conventional constitution, which can for example be that described in document EP-A-0 187 578 or the corresponding patent FR 84 18645, to which reference may be made.
It is noted that the specific power has an intense peak in the first ring of assembly from the periphery, near the sheet of water 10 separating two assemblies.
We would find a similar power peak in the case of assemblies containing rods with less plutonium enrichment, associated with assemblies containing uranium oxide with lower enrichment rate, intended for a reactor for which one third of a heart is replaced each year.
To reduce the specific power differences between the crowns, the rods are divided into three groups having different plutonium contents, chosen according to the number of rods in each group so that the average content in the assembly is close t = 7 , 70%.
Satisfactory results are obtained using:
EMI8.2
a central group consisting of pencils having a first plutonium tl, for example of 1.13 t,
<Desc / Clms Page number 9>
acceptable.
The assemblies according to the invention can be regularly distributed in a reactor, the locations between these assemblies being occupied by enriched uranium assemblies. One can in particular constitute a core with 20% of assemblies having the contents indicated above and 80% of assemblies with enriched uranium, not originally containing plutonium in appreciable quantity. We also considered a 30% core and 70% assemblies.