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DESCRIPTION Grappe de commande pour un réacteur nucléaire.
L'invention concerne une grappe de commande pour un réacteur nucléaire et en particulier une grappe de commande pour un réacteur nucléaire à eau sous pression destinée à être introduite dans les tubes de guidage d'un assemblage de combustible.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent des assemblages de combustible prismatiques, juxtaposés constituant le coeur du réacteur dans lequel se produit le dégagement de chaleur fourni par la fission des pastilles d'uranium enrichi contenu dans les crayons constituant les assemblages.
La régulation ou l'arrêt de la réaction nucléaire fournissant la chaleur qui est transmise au fluide caloporteur constitué par de l'eau sous pression sont réalisés par des grappes de commande constituées chacune par un faisceau de vingt-quatre crayons absorbants constitué chacun par une gaine tubulaire contenant du carbure de bore qui absorbe les neutrons. La grappe de commande comporte un support de grappe constitué par un pommeau de manutention de la grappe sur lequel sont fixées, dans des dispositions rayonnantes, des membranes de fixation des crayons absorbants.
Les crayons absorbants sont fixés à l'une de leurs extrémités sur l'une des membranes du support de grappe, de manière que les crayons absorbants de la grappe soient tous parallèles entre eux et soient répartis autour d'un axe central de la grappe constituant l'axe du faisceau, suivant une disposition symétrique reproduisant la disposition des tubes de guidage d'un assemblage de combustible. Dans cette disposition symétrique, les axes des crayons absorbants sont disposés sur des surfaces cylindriques coaxiales ayant pour axe commun l'axe du faisceau.
Cette disposition symétrique des crayons absorbants permet d'introduire les vingt-quatre crayons absorbants de la grappe de contrôle dans le réseau des
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vingt-quatre tubes-guides d'un assemblage de combustible disposé dans le coeur du réacteur, de manière que la grappe de contrôle participe au réglage de la réactivité du coeur du réacteur.
Les grappes de contrôle sont déplacées dans le coeur du réacteur, suivant la direction verticale, de manière à réguler la puissance du réacteur nucléaire, en fonction de l'appauvrissement de l'uranium enrichi des pastilles contenues dans les crayons de combustible et des variations de la demande d'énergie du réseau.
Le déplacement des grappes de contrôle suivant la direction axiale des tubes-guides des assemblages de combustible est réalisé par des mécanismes de commande placés sur le couvercle de la cuve du réacteur nucléaire.
Les grappes de commande sont d'autre part guidées, au-dessus du coeur, par des tubes de guidage faisant partie des équipements internes supérieurs du réacteur et disposés dans l'alignement des assemblages de combustible dans lesquels on introduit les grappes de commande.
Les tubes de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur comportent des cartes de guidage placées à des intervalles réguliers suivant une partie substantielle de la longueur du tube de guidage et des dispositifs de guidage continus occupant la partie inférieure du tube de guidage.
Après un temps de fonctionnement plus ou moins long, le frottement des gaines des crayons absorbants des grappes de contrôle dans les éléments de guidage peut entraîner une usure et plus spécialement une ovalisation de l'alésage des éléments de guidage qui sont reliés entre eux par des ouvertures permettant le passage des membranes du support de grappe, sur lesquelles sont fixés les crayons absorbants.
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Le phénomène d'usure peut être amplifié de façon qu'il produise une usure prématurée des éléments de guidage, sous l'effet des vibrations des gaines des crayons absorbants à l'intérieur des cartes et des fourreaux continus de guidage, engendrées par le passage du fluide de refroidissement, notamment lors des transitoires du fonctionnement. En outre, les gaines des crayons absorbants des grappes de commande subissent également une usure en fonctionnement qui peut nécessiter leur remplacement.
Afin de limiter l'usure des crayons des grappes de commande et des éléments de guidage des équipements internes supérieurs, on produit une circulation du fluide de refroidissement dans les équipements internes supérieurs du réacteur, à la sortie du coeur, assurant le plaquage des crayons absorbants contre les éléments de guidage des équipements internes supérieurs. On obtient ainsi une limitation ou une suppression des vibrations des crayons absorbants dans le réacteur en fonctionnement, ce qui permet de limiter la vitesse d'usure des crayons et des éléments de guidage.
Le fluide de refroidissement est dirigé, à la sortie de chacun des assemblages de combustible équipés d'une grappe de commande, de manière que chacun des crayons absorbants de la grappe de commande soit plaqué contre la surface interne de ses éléments de guidage, dans une direction radiale.
Cette modification de la circulation du fluide de refroidissement à la sortie du coeur qui permet d'éviter toute vibration excessive des crayons absorbants et de limiter l'usure des crayons présente toutefois l'inconvénient de provoquer un frottement important entre le crayon absorbant et ses éléments de guidage, du fait que le crayon qui est de forme cylindrique, parfaitement rectiligne et à section constante est plaqué dans une direction radiale, contre la surface intérieure des éléments
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de guidage.
De ce fait, le déplacement axial des grappes de crayons absorbants se trouve freiné, en particulier, lors d'un arrêt d'urgence du réacteur nucléaire qui nécessite de faire chuter les grappes de commande pour les placer dans leur position d'insertion maximale dans les assemblages de combustible, en un temps qui doit être le plus court possible. Le plaquage des crayons absorbants des grappes de commande contre leurs éléments de guidage par la circulation d'eau de refroidissement a donc tendance à augmenter le temps de chute des grappes de commande dans leur position d'insertion maximale.
Le but de l'invention est donc de proposer une grappe de commande pour un réacteur nucléaire comportant un support de grappe et une pluralité de crayons absorbants comportant chacun une gaine tubulaire allongée renfermant un matériau absorbant les neutrons, fixés à l'une de leurs extrémités sur le support de manière à constituer un faisceau dans lequel les crayons absorbants présentent des axes longitudinaux qui sont tous parallèles entre eux, la forme de cette grappe de commande permettant de faciliter et d'accélérer sa chute lors d'un arrêt d'urgence du réacteur nucléaire, en particulier dans le cas où la circulation du fluide de refroidissement du réacteur nucléaire provoque un plaquage des crayons absorbants des grappes de commande contre leurs éléments de guidage dans les équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire.
Dans ce but, chacun des crayons de la grappe est inscrit à l'intérieur d'une surface cylindrique ayant pour axe l'axe du crayon et dont le diamètre est supérieur au diamètre extérieur nominal de la gaine du crayon.
De préférence, chacun des crayons absorbants comporte suivant sa longueur, au moins deux bossages
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annulaires en saillie radiale par rapport à la surface externe de la gaine du crayon.
L'invention est également relative à une grappe de commande dans laquelle les crayons sont répartis autour d'un axe central de la grappe, suivant une disposition symétrique reproduisant une disposition de canaux de guidage continu d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire, de manière que les axes des crayons soient disposés dans des positions angulaires régulièrement répartis autour de l'axe de la grappe sur au moins un cylindre ayant pour axe l'axe de la grappe de commande, et caractérisée en ce que chacun des crayons absorbants présente, suivant une partie au moins de sa longueur, des ondulations parallèles à un plan tangent au cylindre suivant lequel est disposé l'axe du crayon absorbant.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemples non limitatifs, en se référant aux figures jointes en annexe, deux modes de réalisation d'une grappe de commande suivant l'invention et son utilisation dans un réacteur nucléaire à eau sous pression.
La figure 1 est une vue en coupe par un plan vertical d'une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
La figure 2 est une vue en élévation d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire.
La figure 2A est une vue en coupe suivant AA de la figure 2.
La figure 2B est une vue en coupe suivant BB de la figure 2.
La figure 2C est une vue en coupe suivant CC de la figure 2.
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La figure 2D est une vue en coupe suivant DD de la figure 2.
La figure 2E est une vue en coupe suivant EE de la figure 2.
La figure 3 est une vue en élévation latérale et en coupe partielle d'une grappe de commande selon l'art antérieur.
La figure 4 est une vue en coupe transversale schématique d'un élément de guidage continu d'un crayon absorbant de la grappe représentée sur la figure 3 montrant l'effet de plaquage d'un crayon par le fluide de refroidissement du réacteur nucléaire.
La figure 5 est une vue en élévation et en coupe partielle d'une grappe de commande suivant l'invention et suivant un premier mode de réalisation.
La figure 6 est une vue en coupe par un plan vertical d'une partie d'un crayon absorbant de la grappe de commande représentée sur la figure 5.
La figure 7 est une vue en élévation et en coupe partielle d'une grappe de commande suivant l'invention et suivant un second mode de réalisation.
La figure 7A est une vue de dessus de la grappe suivant A de la figure 7.
La figure 8A est une vue partielle en élévation suivant A de la figure 8B d'une partie d'un crayon absorbant de la grappe selon l'invention représentée sur la figure 7.
La figure 8B est une vue latérale en élévation suivant B de la figure 8A.
Les figures 9 et 10 sont des vues en coupe transversale schématique d'éléments de guidage continu du réacteur nucléaire dans lesquels sont introduits des crayons absorbants d'une grappe de commande suivant l'invention et suivant le premier et le second modes de réalisation, respectivement.
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Sur la figure 1, on voit la structure 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression sur laquelle repose la cuve 2 du réacteur renfermant le coeur 3 constitué par des assemblages de combustible 5 prismatiques disposés avec leurs axes dans la direction verticale. Le coeur 3 est placé à l'intérieur des équipements internes inférieurs 6 comportant en particulier un cloisonnement entourant le coeur.
Au-dessus du coeur 3 sont disposés des équipements internes supérieurs 7 comportant une plaque supérieure 8, une plaque inférieure 9 constituant la plaque supérieure du coeur et des tubes de guidage 10.
Chacun des tubes de guidage 10 comporte une partie supérieure 10a fixée sur la plaque supérieure 8 des équipements internes supérieurs et une partie inférieure lOb engagée par l'intermédiaire de broches de guidage dans la plaque inférieure 9 des équipements internes supérieurs.
Les grappes de contrôle 11 du réacteur nucléaire qui peuvent être déplacées verticalement par des dispositifs de commande 12 sont mobiles, chacune entre une position supérieure à l'intérieur d'un tube de guidage 10 des équipements internes supérieurs et une position inférieure où ils sont engagés complètement dans un assemblage de combustible 5.
Sur la figure 2, on voit un tube de guidage 10 des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire représenté sur la figure 1.
Le tube de guidage 10 comporte une partie supérieure 10a fixée par des vis sur la plaque supérieure 8 des équipements internes dans laquelle sont disposées des cartes de guidage, respectivement 14 et 15, représentées sur les figures 2A et 2B.
La partie 10a du tube de guidage est fermée à sa partie supérieure par une plaque 16 comportant une ouver-
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ture permettant le passage du pommeau de la grappe relié à une tige du dispositif de commande de déplacement 12 de la grappe de commande.
Chacune des cartes de guidage 14 et 15 comporte une ouverture centrale 19 de passage du pommeau de la grappe et des ouvertures radiales 20 et 21 permettant le passage des membranes et des crayons absorbants. Le pommeau et les membranes fixées dans des dispositions radiales sur le pommeau de la grappe constituent le support de grappe assurant le maintien des crayons absorbants du faisceau.
Les ouvertures 20 des cartes de guidage comportent chacune un canal de guidage 22 à leurs extrémités permettant le guidage d'un crayon absorbant périphérique de la grappe fixé à l'extrémité de la membrane correspondante.
Chacune des ouvertures 21 des cartes de guidage comporte un canal de guidage 23 à son extrémité permettant le guidage d'un crayon périphérique de la grappe et un canal de guidage intermédiaire 23'permettant le guidage d'un crayon interne de la grappe de crayons absorbants. Chacune des grappes comporte seize crayons périphériques et huit crayons internes.
Chacune des cartes de guidage comporte huit ouvertures radiales telles que 20 et huit ouvertures radiales telles que 21.
La carte de guidage 14 est fixée par des vis 25 engagées dans des trous taraudés 24 usinés dans la partie périphérique de la carte de guidage, dans une direction radiale. La carte de guidage 15 est fixée par des vis engagées dans des trous 29 de la carte et dans des plaques de fixation 30 de la partie supérieure 10a du tube de guidage sur la plaque supérieure 8 des équipements internes.
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Dans la partie lOb du tube de guidage sont fixées à intervalles réguliers des cartes de guidage 32 à section sensiblement carrée comportant à leur périphérie des ergots de fixation 33 qui sont engagés dans des ouvertures 35 de l'enveloppe de la partie inférieure lOb du tube de guidage à section carrée. Cette partie lOb est constituée de deux demi-capots qui peuvent être assemblés après engagement des cartes de guidage.
Les cartes de guidage 32 de forme carrée comportent des ouvertures radiales semblables aux ouvertures des cartes supérieures 14 et 15. Dans sa partie inférieure, le tube de guidage lOb comporte des éléments de guidage continu 36 et 37 constitués respectivement par des canaux de guidage usinés dans l'enveloppe à section carrée du tube de guidage continu et des goussets comportant deux canaux de guidage 38, 38', disposés dans une direction radiale par rapport à l'enveloppe du tube de guidage continu.
L'enveloppe du dispositif de guidage continu comporte des ergots 40 qui sont engagés dans des ouvertures 41 traversant la paroi des deux demi-enveloppes de la partie inférieure du tube lOb.
La partie inférieure des dispositifs de guidage 36 et 37 est fixée sur la bride inférieure 43 reposant sur la plaque inférieure des équipements internes supérieurs 9.
Sur la figure 3, on a représenté une grappe de commande suivant l'art antérieur désignée de manière générale par le repère 45.
La grappe de commande 45 comporte un support de grappe 46 constitué par un pommeau de grappe 47 sur lequel sont fixées par soudage, dans des dispositions radiales, des membranes 48 sur lesquelles sont fixés les crayons absorbants 50 de la grappe de commande. Les membranes 48 comportent des goussets à l'intérieur desquels
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est introduite et fixée par soudage ou par vissage une partie d'extrémité d'un crayon absorbant 50. Chacune des membranes est prévue pour assurer le support d'un ou de deux crayons absorbants.
Les membranes 48 sont disposées autour du pommeau 47, dans des dispositions angulaires correspondant à la disposition angulaire des ouvertures radiales 20 et 21 des cartes de guidage discontinu des tubes de guidage des équipements internes supérieurs ou encore à la disposition radiale correspondante des canaux de guidage 36 et des goussets 37 de guidage continu.
L'ensemble de la grappe de commande 45 comporte donc huit membranes permettant d'assurer chacune la fixation de deux crayons absorbants et huit membranes assurant chacune la fixation d'un crayon absorbant à son extrémité qui sont intercalées chacune entre les membranes assurant le support de deux crayons absorbants.
La grappe 45 comporte un axe 49 autour duquel sont répartis, de manière régulière, les crayons absorbants 50. La grappe 45 est guidée à l'intérieur d'un tube de guidage tel que le tube 10 représenté sur la figure 2, de manière que l'axe 49 de la grappe se trouve placé suivant l'axe vertical 51 du tube de guidage passant par les centres des cartes de guidage réparties suivant la longueur du tube de guidage 10 et constituant l'axe du tronçon de guidage continu du tube de guidage.
De ce fait, la répartition des crayons absorbants 50 autour de l'axe 49 de la grappe de commande est identique à la répartition des canaux de guidage des cartes et du guidage continu autour de l'axe 51 du tube de guidage.
Comme il est visible par exemple sur les figures 2D et 2E représentant des sections transversales de la partie de guidage continu du tube de guidage, les canaux de guidage verticaux 36,38, 38'du guidage continu ont des axes qui sont situés sur des surfaces cylindriques
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coaxiales ayant toute pour axe l'axe 51 du tube de guidage.
Les axes des canaux de guidage sont répartis angulairement, de manière régulière, autour de l'axe 51 du tube de guidage.
L'ensemble des canaux de guidage de l'ensemble des crayons absorbants d'une grappe de commande est donc disposé d'une manière régulière et symétrique autour de l'axe 51 du tube de guidage.
La disposition des crayons absorbants 50 de la grappe de commande 45 étant identique à la disposition des canaux de guidage du tube de guidage 10, les axes 52 des crayons 50 sont disposés sur des surfaces cylindriques coaxiales ayant toutes pour axe l'axe 49.
Sur la figure 4, on a représenté, en section transversale, un canal de guidage vertical 38 disposé dans la partie d'extrémité externe d'un gousset 37 du guidage continu du tube de guidage 10. On a également représenté sur la figure 4, la section transversale d'un crayon absorbant 50 dont une partie se trouve à l'intérieur du canal de guidage continu 38, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire. Le canal 38 assure le guidage du crayon absorbant 50, lors du déplacement dans la direction axiale de la grappe de commande.
Comme indiqué plus haut, l'axe 52 du crayon absorbant 50 se trouve sur une surface cylindrique 53 ayant pour axe l'axe 49 de la grappe dont la trace constituée par un cercle a été représentée sur la figure 4.
Pendant le fonctionnement du réacteur, la circulation de l'eau de refroidissement à la sortie du coeur est telle que des pressions sont appliquées sur chacun des crayons absorbants des grappes de commande, de manière à les plaquer contre la partie interne des canaux de guidage continu.
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Sur la figure 4, on a représenté par la flèche 54, la force exercée par le fluide de refroidissement du réacteur sur la partie du crayon absorbant 50 disposée à l'intérieur du canal de guidage continu 38. La force 54 produit une légère flexion du crayon absorbant, de manière à plaquer une partie de sa surface externe sur une partie de la surface du canal de guidage 38 située vers l'intérieur du tube de guidage. Le crayon absorbant 50 maintenu en appui avec une certaine pression contre la surface interne du canal de guidage 38, par l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire en circulation n'entre plus en vibration à l'intérieur du canal 38, ce qui limite sa vitesse d'usure en fonctionnement.
Toutefois, du fait que le crayon absorbant vient en contact avec la partie interne de la surface du canal de guidage 38, pratiquement sur toute la longueur du guidage continu, il ne subsiste pratiquement pas d'interstice entre le crayon absorbant et le guidage continu permettant le passage de l'eau de refroidissement vers l'intérieur du tube de guidage. L'eau de refroidissement est donc susceptible d'exercer une forte pression contre la partie du crayon absorbant disposé dans le guidage continu, si bien que la pression de contact entre le crayon absorbant et le canal de guidage peut être forte.
Il en résulte un frottement important lors des déplacements dans la direction axiale verticale de la grappe de commande dont les crayons absorbants viennent frotter avec une pression importante contre les parties internes des éléments de guidage du tube de guidage des équipements internes supérieurs.
Dans le cas d'un arrêt d'urgence du réacteur, on cherche à faire retomber les grappes de commande dans leur position d'insertion maximale dans les assemblages du coeur du réacteur, sous l'effet de leur propre poids, en un temps minimal. Le frottement important entre les
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crayons absorbants et les canaux de guidage continu provoque un freinage de la grappe et donc un allongement du temps nécessaire pour obtenir l'insertion maximale des grappes.
Sur la figure 5, on voit une grappe de commande 55 suivant l'invention qui comporte un support de grappe 56 analogue au support de grappe 46 d'une grappe suivant l'art antérieur telle que représentée sur la figure 3. Le support de grappe 56 comporte un pommeau de manutention 57 et des membranes 58 fixées par soudage sur le pommeau dans des directions radiales. Les crayons absorbants 60 sont fixés par leur partie d'extrémité supérieure sur les membranes 58 du support de grappe 56. Les crayons absorbants 60 sont fixés de manière à former un faisceau dans lequel les crayons sont parallèles entre eux et disposés de manière à pouvoir être introduits simultanément dans les éléments de guidage d'un tube de guidage des équipements supérieurs d'un réacteur nucléaire tel que représenté sur la figure 2.
La disposition générale des crayons absorbants 60 autour de l'axe 59 de la grappe est donc identique à la disposition générale des crayons 50 de la grappe de commande 45 selon l'art antérieur représentée sur la figure 3.
Cependant, à la différence des crayons absorbants 50 de la grappe 45 selon l'art antérieur, qui présentent une forme cylindrique à section parfaitement constante, les crayons absorbants 60 de la grappe 55 suivant l'invention présentent des bossages 63 en saillie radiale répartis suivant leur longueur.
Sur la figure 6, on a représenté une partie d'un crayon absorbant 60 de la grappe de commande de la figure 5.
Le crayon absorbant 60 comporte une gaine tubulaire 61 constituée par un tube métallique à paroi mince
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renfermant un matériau absorbant les neutrons. La gaine 61 est fermée à l'une de ses extrémités par un bouchon de fermeture 64 en forme d'ogive.
Les bossages 63 sont réalisés par expansion diamétrale de la gaine 61 dans certaines zones réparties suivant la longueur du crayon.
Les bossages comportent une partie centrale 63a sensiblement cylindrique dont le diamètre extérieur est sensiblement supérieur au diamètre nominal de la gaine 61. On appelle diamètre nominal extérieur de la gaine tubulaire 61 le diamètre extérieur du tube cylindrique de départ dans lequel on a réalisé des bossages 63, par exemple par expansion mécanique du tube qui subit une déformation plastique. Le diamètre nominal de la gaine est également le diamètre extérieur des parties courantes de la gaine situées entre les bossages 63.
Les bossages 63 comportent de part et d'autre de la partie centrale cylindrique 63a deux parties tronconiques 63b et 63c assurant une transition progressive entre la partie centrale 63a du bossage et la surface des parties courantes de la gaine de part et d'autre du bossage 63. Les parties 63b et 63c du bossage facilitent la pénétration du crayon absorbant dans l'eau de refroidissement remplissant les canaux de guidage de la grappe, dans le réacteur en service.
Sur la figure 6, on a tracé en traits mixtes deux génératrices d'une surface cylindrique 65 dans laquelle est inscrite la gaine 61 du crayon 60. La surface 65 a pour axe l'axe 62 du crayon 60 et pour diamètre le diamètre des parties 63a des bossages. Le diamètre du cylindre 65 tangent aux parties 63a des bossages 63 est donc supérieur au diamètre de la partie courante de la gaine 61, c'est-à-dire au diamètre nominal du crayon.
Les bossages 63 de la gaine du crayon 60 sont répartis suivant la longueur du crayon de manière que la
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distance entre deux bossages successifs soit inférieure à la moitié de la longueur de la zone de guidage continu d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire. De cette manière, les crayons absorbants de la grappe de commande viennent en contact avec la surface interne des canaux de guidage continu suivant au moins deux bossages 63, dans toutes les dispositions d'insertion partielle de la grappe dans le coeur du réacteur.
Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire à eau sous pression d'une puissance de 1000 MWe, la longueur du guidage continu est de 1 m ; dans ce cas, la distance entre deux bossages consécutifs de la gaine des crayons absorbants des grappes de commande est inférieure à 0,50 m et on prévoit sept bossages suivant la longueur de chacun des crayons. Le diamètre du cylindre 65 tangent aux bossages 63, dans lequel est inscrite la surface extérieure du crayon combustible est supérieur d'environ 0,4 mm au diamètre de la partie courante des crayons dont le diamètre nominal est un peu inférieur à 10 mm. Toutefois, ce diamètre est inférieur au diamètre intérieur d'un canal de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur.
Sur la figure 9, on a représenté la section transversale d'un crayon 60 à l'intérieur d'un canal de guidage 68 de la partie de guidage continu d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur nucléaire. Le canal de guidage 68 est un canal de guidage situé vers l'intérieur d'un fourreau de guidage tel que le canal de guidage 38'représenté sur la figure 2D. Deux ouvertures 66 et 66'de passage d'une membrane de la grappe débouchent dans le canal 68.
Les forces exercées par l'eau de refroidissement en circulation dans le réacteur qui s'exercent sur le crayon 60 dans des directions radiales et vers l'inté-
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rieur de la grappe ont été représentées par leur résultante 69 qui produit un placage du crayon 60 contre la surface interne du canal de guidage 68. Le crayon 60 vient en contact avec la surface interne du canal de guidage continu 68, par l'intermédiaire d'au moins deux bossages en saillie 63, de sorte qu'entre les bossages en appui 63, l'eau de refroidissement du réacteur peut circuler autour de parties courantes du crayon présentant un diamètre nominal inférieur au diamètre des parties centrales des bossages 63 venant en contact avec le canal 68.
Les zones de contact 67 et 67'du crayon absorbant avec le canal de guidage 68 ont une aire réduite du fait de la faible-hauteur des zones 63a de la gaine (par exemple de l'ordre de 2 mm). Les forces radiales exercées par l'eau de refroidissement sont également réduites. Il en résulte que le frottement entre les crayons de la grappe de commande et les canaux de guidage continu reste faible. La grappe de commande peut donc retomber dans le coeur en position d'insertion maximale en un temps très court, lors d'un arrêt d'urgence.
Malgré cela, les crayons de la grappe de commande restent parfaitement maintenus dans le réacteur en fonctionnement du fait de la mise en appui des bossages sur la surface interne du guidage continu. On évite ainsi la mise en vibration et l'usure des crayons.
Sur les figures 7,7A, 8A et 8B, on a représenté un second mode de réalisation d'une grappe de commande 75 suivant l'invention. Le support de grappe qui est identique au support 56 de la grappe de commande 55 représentée sur la figure 5 ne sera pas décrit à nouveau. La disposition générale des crayons 70 de la grappe 75 est également identique à la disposition générale des crayons 60 de la grappe de commande 55. Cette disposition va toutefois être précisée plus loin en regard des figures 7 et
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7A, dans la mesure où les crayons de la grappe de commande selon le second mode de réalisation ont une orientation définie en fonction de leur position dans la grappe.
Les axes 72 des crayons absorbants 70 sont situés sur des surfaces cylindriques coaxiales ayant pour toutes pour axe l'axe 79 de la grappe de commande 75. La disposition des crayons 70 sur les surfaces cylindriques coaxiales sont représentées sur la figure 7A. Les crayons 70 de la grappe 75, à la différence des crayons d'une grappe de commande suivant l'art antérieur qui sont parfaitement rectilignes, présentent des ondulations 73 qui sont visibles sur certains crayons 70 seulement de la grappe 75 telle que représentée sur la figure 7, pour les raisons qui seront indiquées plus loin.
Pour faciliter la représentation et rendre visibles les ondulations, l'amplitude de ces ondulations a été fortement exagérée sur la figure 7.
Sur la figure 8A, on a représenté un tronçon d'un crayon absorbant 70 d'une grappe de commande suivant l'invention, en élévation latérale suivant une première direction et sur la figure 8B, le même tronçon en élévation latérale et suivant une direction B perpendiculaire à la direction suivant laquelle est vue l'élévation latérale de la figure 8A.
Comme il apparaît en comparant les figures 8A et 8B, les ondulations 73 du crayon absorbant 70 sont des ondulations planes, c'est-à-dire parallèles au plan de la figure 8A. Les deux génératrices 74 et 74'du crayon 70 délimitant le contour du crayon sur la figure 8A ont une forme sensiblement sinusoïdale. En revanche, les génératrices 74a et 74a'délimitant le contour du crayon 70 sur la vue de la figure 8B sont parfaitement rectilignes. Les ondulations 73 du crayon absorbant 70 sont parallèles au
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plan de la figure 8A et perpendiculaires au plan de la figure 8B.
L'axe 72 du crayon absorbant 70 n'est pas parfaitement rectiligne mais présente la forme d'une sinusoïde identique à la sinusoide constituant les génératrices 74 et 74'. Comme il est visible sur la figure 8B, l'axe 72 du crayon absorbant 70 se trouve en revanche dans un plan parallèle au plan de la figure 8A, c'est-à-dire un plan parallèle aux ondulations. La trace 72'du plan parallèle aux ondulations contenant l'axe 72 sur le plan de la figure 8A sera par la suite considérée comme axe moyen rectiligne du crayon absorbant 70.
Les ondulations ont un pas P représenté sur la figure 8A qui est inférieur à la longueur de la zone de guidage continu d'un tube de guidage du réacteur nucléaire et une amplitude a légèrement inférieure au jeu radial entre le crayon absorbant 70 et la surface intérieure cylindrique d'un canal de guidage continu 38.
Dans un exemple d'application à des grappes de commande d'un réacteur nucléaire d'une puissance électrique de 1000 MW, on a utilisé des grappes de commande comportant des crayons absorbants présentant sur toute leur longueur, des ondulations dont le pas P est voisin de 600 mm et dont l'amplitude a mesurée sur une génératrice est de l'ordre de 0,4 mm.
Chacun des crayons 70 de la grappe 75 est inscrit à l'intérieur d'une surface cylindrique 76 dont deux génératrices ont été représentées sur la figure 8A, ayant pour axe l'axe 72'du crayon et pour rayon le rayon de la gaine du crayon augmenté de l'amplitude a des ondulations.
Sur la figure 7A, on a représenté une coupe transversale de la grappe de crayons absorbants montrant que les vingt-quatre crayons absorbants de la grappe de commande comportent des axes qui sont disposés sur cinq
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surfaces cylindriques coaxiales dont les traces circulaires sur le plan de la figure 7A ont été représentées.
Sur la surface cylindrique de plus petit diamètre, au centre de la grappe, sont disposés les axes de quatre crayons absorbants. Sur la surface cylindrique de diamètre immédiatement supérieur, sont également disposés quatre axes de crayons absorbants dans des positions décalées de 45 par rapport aux positions des axes des crayons disposés sur la surface cylindrique de plus petit diamètre.
Sur la troisième surface cylindrique sont disposés les axes de quatre crayons dans l'alignement des axes des quatre crayons situés sur la première surface cylindrique.
Sur la surface cylindrique externe de plus grand rayon sont disposés les axes de quatre crayons absorbants alignés avec les axes situés sur la seconde surface cylindrique.
Sur la quatrième surface cylindrique sont disposés les axes de huit crayons dans des positions intermédiaires entre les axes des crayons des première et troisième surfaces cylindriques et des axes des crayons des seconde et cinquième surfaces cylindriques.
Pour chacun des crayons absorbants 70, les ondulations du crayon sont parallèles au plan tangent à la surface cylindrique suivant laquelle est disposé l'axe du crayon. Sur la figure 7A, on a représenté les plans tangents aux surfaces cylindriques pour quatre crayons 70a, 70b, 70c, 70d et 70e répartis dans la section de la grappe. Pour des raisons de simplification de la représentation, on a représenté sur la figure 7 uniquement les cinq crayons 70a, 70b, 70c, 70d et 70e dans une vue en élévation.
Les crayons absorbants 70a, 70b et 70e dont les ondulations sont parallèles à un plan perpendiculaire au
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plan de la figure 7 ont une représentation totalement rectiligne sur la figure 7.
Le crayon 70c dont les ondulations sont parallèles à un plan parallèle au plan de la figure 7 montre les ondulations 73 du crayon avec leur amplitude maximale.
Le crayon 70d dont le plan d'ondulation fait un angle de 450 avec le plan de la figure 7 est représenté avec des ondulations 73 dont l'amplitude parait plus faible que l'amplitude des oscillations du crayon 70c.
Pour l'ensemble des crayons absorbants 70 de la grappe, les ondulations du crayon sont parallèles au plan tangent à la surface cylindrique sur laquelle est disposé l'axe du crayon absorbant, le long d'une génératrice de cette surface cylindrique constituée par l'axe moyen rectiligne du crayon.
Sur la figure 10, on a représenté un canal de guidage 78 de la partie de guidage continu d'un tube de guidage des équipements internes supérieurs du réacteur.
Le canal de guidage 78 est un canal de guidage identique aux canaux de guidage 38 représentés sur la figure 2D ménagés dans les parties d'extrémité extérieures des goussets de la partie de guidage continu.
Le canal de guidage 78 est ménagé dans la partie d'extrémité d'un gousset 77 comportant une ouverture 80 de direction radiale dirigée vers l'intérieur du tube de guidage.
On voit de plus sur la figure 10 le contour d'un crayon absorbant 70 dont une partie se trouve à l'intérieur du canal de guidage 78 pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire.
Comme décrit plus haut en ce qui concerne le crayon absorbant 50 représenté sur la figure 4, la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire au niveau de la partie inférieure des équipements internes supérieurs est telle qu'une force 81 s'exerce sur le
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crayon absorbant 70, de manière à le repousser en direction de l'ouverture 80, vers l'intérieur du tube de guidage. Le crayon 70 dont le diamètre est légèrement inférieur au diamètre intérieur du canal de guidage 78 est repoussé par les forces exercées par l'eau de refroidissement, de manière à venir en appui contre la surface intérieure du canal de guidage 78, à l'entrée de louverture 80.
On limite ainsi les vibrations du crayon absorbant 70 qui est maintenu en appui contre une partie interne de la surface du canal de guidage 78, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire.
L'axe moyen rectiligne 72'du crayon absorbant 70 est situé sur une surface cylindrique ayant pour axe l'axe 79 de la grappe de commande 75, dont la trace sur le plan de la figure 10 est constituée par le cercle 83.
Selon l'invention, le crayon absorbant 70 comporte des ondulations parallèles à un plan tangent à la surface cylindrique de trace 83, dont la trace sur le plan de la figure 10 est constituée par la droite 84.
Les ondulations du crayon 70 parallèles au plan de trace 84 ont une amplitude inférieure au jeu radial entre le crayon absorbant et la surface intérieure du canal 78, c'est-à-dire à la différence entre le rayon du canal 78 et le rayon du crayon absorbant 70, et un pas inférieur à la longueur du guidage continu du tube de guidage des équipements internes supérieurs, c'est-à-dire inférieur à la longueur du canal de guidage 78.
De ce fait, comme il est visible sur la figure 10, lorsque le crayon absorbant 70 est repoussé par les forces 81 exercées par le fluide de refroidissement contre la surface interne du canal de guidage 78, il vient en contact avec cette surface interne d'un côté seulement de l'ouverture 80 dans une zone 85a de petite dimension. Il subsiste donc un passage 86a entre le crayon 70 et la surface intérieure du canal de guidage
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78, communiquant avec l'ouverture 80, d'un côté du crayon 80. Du fait de la présence des ondulations 73 du crayon 70 dont le pas est inférieur à la longueur du canal 78, le crayon absorbant 70 vient en contact avec la surface intérieure du canal 78, au voisinage de l'entrée de l'ouverture 80, suivant plusieurs zones de petites dimensions espacées d'une longueur correspondant à un demi-pas des ondulations 73.
Sur la figure 10, on a représenté en traits pleins le contour 87a du crayon absorbant 70 dans une première zone suivant la longueur du canal de guidage 78 correspondant au plan de la figure 10 et en pointillés, le contour 87b du crayon absorbant 80, dans une zone décalée d'un demi-pas des ondulations 73 suivant la longueur du crayon, par rapport à la première zone.
Dans la seconde zone, le crayon 70 vient en contact avec la surface intérieure du canal de guidage 78, à proximité de l'entrée de l'ouverture 80, dans une zone 85b de cette surface interne de petites dimensions située du côté opposé de l'ouverture 80 par rapport à la première zone de contact 85a située dans le plan de la figure 10.
Au niveau de la section 87b, décalée d'un demipas par rapport à la section 87a, un jeu 86b communiquant avec l'ouverture 80 est ménagé entre-la surface extérieure du crayon absorbant et la surface du canal de guidage 78, de sorte que l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire peut contourner le crayon pour s'écouler par l'ouverture 80 vers l'intérieur du tube de guidage.
En outre, l'eau de refroidissement peut également s'écouler autour du crayon absorbant 70 pour passer dans l'ouverture 80, le long du tronçon du crayon absorbant 70 compris entre les sections 87a et 87b, du fait que le crayon présentant des ondulations n'est pas en contact
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avec la surface du canal de guidage 78 le long de ce tronçon de crayon.
Il en résulte que la force s'exerçant sur le crayon absorbant est réduite, de même que l'aire totale de contact entre le crayon 70 et le canal de guidage 78.
Le frottement entre le crayon 70 et le canal de guidage 78 est donc fortement réduit lors des déplacements du crayon absorbant 70 à l'intérieur du canal de guidage 78.
Cependant, du fait que le crayon absorbant 70 est maintenu en contact avec la surface intérieure du canal de guidage 78 en plusieurs points, les vibrations du crayon absorbant 70 sous l'effet de la circulation du fluide de refroidissement sont fortement limitées ou même supprimées.
Dans le cas d'un arrêt d'urgence du réacteur nucléaire, la retombée de la grappe de commande jusqu'à sa position d'insertion maximale dans le coeur se produit avec un faible frottement des crayons absorbants contre la surface de guidage des canaux du guidage continu. Du fait de l'amélioration des conditions de glissement de la grappe, le temps de retombée de la grappe en position d'insertion maximale dans le coeur du réacteur nucléaire est réduit, ce qui permet de répondre aux conditions requises par les spécifications en matière de sécurité.
En effet, pour tous les crayons absorbants de la grappe, le contact des crayons absorbants avec les canaux de guidage continu est limité à quelques zones de faible section de part et d'autre de l'ouverture mettant en communication le canal de guidage avec la partie interne du tube de guidage des équipements internes supérieurs. Ce résultat est obtenu par le fait que les ondulations du crayon sont parallèles à un plan tangent à la surface cylindrique suivant laquelle est disposé l'axe du crayon.
Bien entendu, les mêmes résultats sont obtenus aussi bien
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pour tous les crayons absorbants fixés aux extrémités des membranes de la grappe, tels que le crayon 70 représenté sur la figure 10, ces crayons se déplaçant à l'intérieur de canaux de guidage situés vers l'extérieur du tube de guidage que pour les crayons absorbants situés vers l'intérieur de la grappe et destinés à se déplacer à l'intérieur de canaux de guidage situés dans le prolongement interne de l'ouverture 80 d'un gousset 77.
Pour tous les crayons d'une grappe, réalisée suivant le premier ou suivant le second mode de réalisation, on peut donc à la fois limiter ou supprimer les vibrations du crayon et obtenir des conditions de glissement satisfaisantes du crayon dans les canaux de guidage continu d'un tube de guidage.
De préférence, la gaine des crayons absorbants qui est généralement en acier inoxydable au chrome-nickel comporte une couche externe nitrurée d'une épaisseur de 15 à 40 um, comme décrit dans le FR-A-2.604. 188. Cette couche nitrurée qui permet de limiter l'usure du crayon et de réduire le frottement entre le crayon et la surface des éléments de guidage peut être obtenue par nitruration ionique en présence d'azote sous pression réduite. La couche nitrurée peut être continue sur toute la longueur du crayon absorbant ou présente uniquement dans certaines zones soumises à l'usure. Dans le cas d'un crayon comportant des bossages, la nitruration est effectuée de préférence dans les zones de la gaine comportant les bossages.
L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits.
C'est ainsi que les bossages ou les ondulations peuvent présenter des caractéristiques géométriques différentes de celles qui ont été décrites. Les bossages en saillie radiale sur la surface extérieure de la gaine peuvent présenter toutes formes et dimensions compatibles avec l'utilisation de la grappe. Le formage de la gaine
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des crayons pour réaliser les bossages peut être réalisé par tout procédé tel que l'expansion mécanique ou hydraulique de la gaine. Les bossages peuvent également être constitués par des anneaux qui sont rapportés et fixés sur la surface extérieure de la gaine ou réalisés par usinage de la gaine du crayon. Les ondulations peuvent présenter une forme différente de la forme sinusoïdale.
Leurs pas et amplitudes peuvent être différents de ceux qui ont été donnés à titre d'exemple. Dans tous les cas cependant, l'amplitude radiale des bossages ou l'amplitude des ondulations doivent être inférieures au jeu radial entre le crayon absorbant et les canaux de guidage et la distance entre les bossages ou le pas des ondulations doit être inférieur à la longueur des canaux de guidage. De préférence, la distance entre les bossages ou le pas des ondulations doit être inférieur à la demilongueur des canaux de guidage continu des tubes de guidage.
Par exemple, dans le cas d'un réacteur nucléaire d'une puissance électrique de 1000 MWe, les canaux de guidage continu des tubes de guidage des équipements internes supérieurs ont une longueur voisine d'un mètre, les crayons absorbants des grappes de commande ont un diamètre externe voisin de 9,7 mm et les canaux de guidage des tubes de guidage des équipements internes supérieurs ont un diamètre intérieur voisin de 11,2 mm.
Dans ce cas, on a prévu des bossages ou des ondulations sur les crayons absorbants dont la distance axiale ou le pas sont voisins de 400 mm et dont l'amplitude est voisine de 0,4 mm.
Les bossages et les ondulations des crayons absorbants peuvent être prévues sur tout ou partie de la longueur du crayon.
L'invention peut s'appliquer au cas de toute grappe de commande pour réacteur nucléaire quelle que
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soit la disposition des crayons de la grappe nécessitée par le type d'assemblage combustible utilisé dans le réacteur nucléaire.
De manière générale, l'invention peut s'appliquer au cas de tout réacteur nucléaire refroidi par de l'eau.
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DESCRIPTION Control cluster for a nuclear reactor.
The invention relates to a control cluster for a nuclear reactor and in particular a control cluster for a pressurized water nuclear reactor intended to be introduced into the guide tubes of a fuel assembly.
The pressurized water nuclear reactors comprise prismatic fuel assemblies, juxtaposed constituting the core of the reactor in which the heat release produced by the fission of the pellets of enriched uranium contained in the rods constituting the assemblies occurs.
The regulation or stopping of the nuclear reaction supplying the heat which is transmitted to the heat transfer fluid constituted by pressurized water are carried out by control clusters each constituted by a bundle of twenty-four absorbent rods each constituted by a sheath tubular containing boron carbide which absorbs neutrons. The control cluster comprises a cluster support constituted by a cluster handling knob on which are fixed, in radiating arrangements, membranes for fixing the absorbent rods.
The absorbent rods are fixed at one of their ends to one of the membranes of the cluster support, so that the absorbent rods of the cluster are all parallel to one another and are distributed around a central axis of the cluster constituting the axis of the beam, in a symmetrical arrangement reproducing the arrangement of the guide tubes of a fuel assembly. In this symmetrical arrangement, the axes of the absorbent rods are arranged on coaxial cylindrical surfaces having the beam axis as their common axis.
This symmetrical arrangement of absorbent pencils allows the twenty-four absorbent pencils of the control cluster to be introduced into the network of
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twenty-four guide tubes of a fuel assembly arranged in the reactor core, so that the control cluster participates in adjusting the reactivity of the reactor core.
The control bunches are moved in the reactor core, in the vertical direction, so as to regulate the power of the nuclear reactor, depending on the depletion of the uranium enriched in the pellets contained in the fuel rods and variations in grid energy demand.
The displacement of the control clusters in the axial direction of the guide tubes of the fuel assemblies is carried out by control mechanisms placed on the cover of the nuclear reactor vessel.
The control clusters are further guided, above the core, by guide tubes forming part of the upper internal equipment of the reactor and arranged in alignment with the fuel assemblies into which the control clusters are introduced.
The guide tubes of the upper internal equipment of the reactor include guide cards placed at regular intervals along a substantial part of the length of the guide tube and continuous guide devices occupying the lower part of the guide tube.
After a more or less long operating time, the friction of the sheaths of the absorbent rods of the control clusters in the guide elements can cause wear and more particularly an ovalization of the bore of the guide elements which are connected together by openings allowing the passage of the cluster support membranes, on which the absorbent rods are fixed.
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The wear phenomenon can be amplified so that it produces premature wear of the guide elements, under the effect of the vibrations of the sheaths of the absorbent rods inside the cards and of the continuous guide sleeves, generated by the passage coolant, especially during transients in operation. In addition, the sheaths of the absorbent rods of the control clusters also undergo wear in operation which may require their replacement.
In order to limit the wear of the rods of the control clusters and of the guide elements of the upper internal equipment, a circulation of the coolant is produced in the upper internal equipment of the reactor, at the outlet of the core, ensuring the plating of the absorbent rods. against the guide elements of the upper internal equipment. This results in a limitation or elimination of the vibrations of the absorbent rods in the reactor in operation, which makes it possible to limit the rate of wear of the rods and of the guide elements.
The coolant is directed, at the outlet of each of the fuel assemblies equipped with a control cluster, so that each of the absorbent rods of the control cluster is pressed against the internal surface of its guide elements, in a radial direction.
This modification of the circulation of the cooling fluid at the outlet of the core which makes it possible to avoid any excessive vibration of the absorbent pencils and to limit the wear of the pencils has the drawback, however, of causing significant friction between the absorbent pencil and its elements. guide, due to the fact that the pencil which is cylindrical in shape, perfectly rectilinear and of constant section is pressed in a radial direction, against the internal surface of the elements
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guide.
As a result, the axial movement of the clusters of absorbent rods is braked, in particular, during an emergency shutdown of the nuclear reactor which requires the control clusters to drop to place them in their maximum insertion position in fuel assemblies, in the shortest possible time. Plating the absorbent rods of the control clusters against their guide elements by the circulation of cooling water therefore tends to increase the time of fall of the control clusters in their maximum insertion position.
The object of the invention is therefore to propose a control cluster for a nuclear reactor comprising a cluster support and a plurality of absorbent rods each comprising an elongated tubular sheath containing a neutron absorbing material, fixed at one of their ends on the support so as to constitute a bundle in which the absorbent rods have longitudinal axes which are all parallel to each other, the shape of this control cluster making it possible to facilitate and accelerate its fall during an emergency stop of the nuclear reactor, in particular in the case where the circulation of the cooling fluid of the nuclear reactor causes the absorbent rods of the control clusters to be pressed against their guide elements in the upper internal equipment of the nuclear reactor.
For this purpose, each of the rods in the cluster is inscribed inside a cylindrical surface having as its axis the axis of the rod and whose diameter is greater than the nominal outside diameter of the pencil sheath.
Preferably, each of the absorbent pencils has, along its length, at least two bosses
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annular radially projecting from the outer surface of the pencil sheath.
The invention also relates to a control cluster in which the rods are distributed around a central axis of the cluster, in a symmetrical arrangement reproducing an arrangement of continuous guide channels of a guide tube of the upper internal equipment of the nuclear reactor, so that the axes of the rods are arranged in angular positions regularly distributed around the axis of the cluster on at least one cylinder having the axis of the axis of the control cluster, and characterized in that each of the absorbent rods has, along at least part of its length, corrugations parallel to a plane tangent to the cylinder along which the axis of the absorbent rod is arranged.
In order to clearly understand the invention, we will now describe, by way of nonlimiting examples, with reference to the attached figures, two embodiments of a control cluster according to the invention and its use in a pressurized water nuclear reactor.
Figure 1 is a sectional view through a vertical plane of a vessel of a pressurized water nuclear reactor.
Figure 2 is an elevational view of a guide tube of the upper internal equipment of the nuclear reactor.
FIG. 2A is a sectional view along AA of FIG. 2.
FIG. 2B is a sectional view along BB of FIG. 2.
FIG. 2C is a sectional view along CC of FIG. 2.
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Figure 2D is a sectional view along DD of Figure 2.
FIG. 2E is a sectional view along EE of FIG. 2.
Figure 3 is a side elevational view in partial section of a control cluster according to the prior art.
Figure 4 is a schematic cross-sectional view of a continuous guide element of an absorbent rod of the cluster shown in Figure 3 showing the effect of plating a rod by the coolant of the nuclear reactor.
Figure 5 is an elevational view in partial section of a control cluster according to the invention and according to a first embodiment.
FIG. 6 is a sectional view through a vertical plane of a part of an absorbent pencil of the control cluster shown in FIG. 5.
Figure 7 is an elevational view in partial section of a control cluster according to the invention and according to a second embodiment.
FIG. 7A is a top view of the cluster along A of FIG. 7.
FIG. 8A is a partial view in elevation along line A of FIG. 8B of a part of a pencil absorbing the cluster according to the invention shown in FIG. 7.
Figure 8B is a side elevational view along B of Figure 8A.
Figures 9 and 10 are schematic cross-sectional views of continuous guide elements of the nuclear reactor into which are absorbed rods of a control cluster according to the invention and according to the first and second embodiments, respectively .
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In Figure 1, we see the structure 1 of a pressurized water nuclear reactor on which rests the vessel 2 of the reactor containing the core 3 consisting of prismatic fuel assemblies 5 arranged with their axes in the vertical direction. The heart 3 is placed inside the lower internal equipment 6 comprising in particular a partition surrounding the heart.
Above the core 3 are arranged upper internal equipments 7 comprising an upper plate 8, a lower plate 9 constituting the upper plate of the core and guide tubes 10.
Each of the guide tubes 10 comprises an upper part 10a fixed to the upper plate 8 of the upper internal equipment and a lower part 10b engaged by means of guide pins in the lower plate 9 of the upper internal equipment.
The control clusters 11 of the nuclear reactor which can be moved vertically by control devices 12 are movable, each between an upper position inside a guide tube 10 of the upper internal equipment and a lower position where they are engaged completely in a fuel assembly 5.
In FIG. 2, a guide tube 10 of the upper internal equipment of the nuclear reactor is shown in FIG. 1.
The guide tube 10 comprises an upper part 10a fixed by screws to the upper plate 8 of the internal equipment in which are disposed guide cards, respectively 14 and 15, shown in FIGS. 2A and 2B.
Part 10a of the guide tube is closed at its upper part by a plate 16 comprising an opening.
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ture allowing the passage of the cluster knob connected to a rod of the movement control device 12 of the control cluster.
Each of the guide cards 14 and 15 has a central opening 19 for passage of the cluster knob and radial openings 20 and 21 allowing the passage of the membranes and absorbent pencils. The pommel and the membranes fixed in radial arrangements on the cluster pommel constitute the cluster support ensuring the retention of the beam absorbing rods.
The openings 20 of the guide cards each have a guide channel 22 at their ends for guiding a peripheral absorbent pencil of the cluster fixed to the end of the corresponding membrane.
Each of the openings 21 of the guide cards has a guide channel 23 at its end allowing the guiding of a peripheral rod of the cluster and an intermediate guide channel 23 ′ allowing the guiding of an internal rod of the cluster of absorbent pencils . Each of the clusters has sixteen peripheral pencils and eight internal pencils.
Each of the guide cards has eight radial openings such as 20 and eight radial openings such as 21.
The guide card 14 is fixed by screws 25 engaged in tapped holes 24 machined in the peripheral part of the guide card, in a radial direction. The guide card 15 is fixed by screws engaged in holes 29 of the card and in fixing plates 30 of the upper part 10a of the guide tube on the upper plate 8 of the internal equipment.
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In the part lOb of the guide tube are fixed at regular intervals guide cards 32 of substantially square section comprising at their periphery fixing lugs 33 which are engaged in openings 35 of the envelope of the lower part lOb of the tube square section guide. This part lOb consists of two half-covers which can be assembled after engagement of the guide cards.
The guide cards 32 of square shape have radial openings similar to the openings of the upper cards 14 and 15. In its lower part, the guide tube 10b has continuous guide elements 36 and 37 constituted respectively by guide channels machined in the square section envelope of the continuous guide tube and gussets comprising two guide channels 38, 38 ′, arranged in a radial direction relative to the envelope of the continuous guide tube.
The envelope of the continuous guide device comprises lugs 40 which are engaged in openings 41 passing through the wall of the two half-envelopes of the lower part of the tube 10b.
The lower part of the guide devices 36 and 37 is fixed to the lower flange 43 resting on the lower plate of the upper internal equipment 9.
In FIG. 3, there is shown a control cluster according to the prior art generally designated by the reference 45.
The control cluster 45 comprises a cluster support 46 constituted by a cluster knob 47 on which are fixed by welding, in radial arrangements, membranes 48 on which the absorbent rods 50 of the control cluster are fixed. The membranes 48 have gussets inside which
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is introduced and fixed by welding or screwing an end portion of an absorbent rod 50. Each of the membranes is designed to provide support for one or two absorbent rods.
The membranes 48 are arranged around the knob 47, in angular arrangements corresponding to the angular arrangement of the radial openings 20 and 21 of the discontinuous guide cards of the guide tubes of the upper internal fittings or also to the corresponding radial arrangement of the guide channels 36 and gussets 37 for continuous guidance.
The assembly of the control cluster 45 therefore comprises eight membranes making it possible each to secure the attachment of two absorbent rods and eight membranes each ensuring the attachment of an absorbent rod at its end which are each inserted between the membranes ensuring the support of two absorbent pencils.
The cluster 45 has an axis 49 around which the absorbent rods 50 are distributed in a regular manner. The cluster 45 is guided inside a guide tube such as the tube 10 shown in FIG. 2, so that the axis 49 of the cluster is placed along the vertical axis 51 of the guide tube passing through the centers of the guide cards distributed along the length of the guide tube 10 and constituting the axis of the continuous guide section of the tube guidance.
As a result, the distribution of the absorbent rods 50 around the axis 49 of the control cluster is identical to the distribution of the guide channels of the cards and of the continuous guidance around the axis 51 of the guide tube.
As can be seen for example in Figures 2D and 2E showing cross sections of the continuous guide portion of the guide tube, the vertical guide channels 36, 38, 38 'of the continuous guide have axes which are located on surfaces cylindrical
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coaxial all having for axis the axis 51 of the guide tube.
The axes of the guide channels are distributed angularly, regularly, around the axis 51 of the guide tube.
The set of guide channels of the set of absorbent rods of a control cluster is therefore arranged in a regular and symmetrical manner around the axis 51 of the guide tube.
The arrangement of the absorbent rods 50 of the control cluster 45 being identical to the arrangement of the guide channels of the guide tube 10, the axes 52 of the rods 50 are arranged on coaxial cylindrical surfaces all having the axis 49 as their axis.
In FIG. 4, there is shown, in cross section, a vertical guide channel 38 disposed in the outer end part of a gusset 37 of the continuous guide of the guide tube 10. Also shown in FIG. 4, the cross section of an absorbent rod 50, part of which is inside the continuous guide channel 38, during the operation of the nuclear reactor. The channel 38 guides the absorbent rod 50, during the displacement in the axial direction of the control cluster.
As indicated above, the axis 52 of the absorbent pencil 50 is on a cylindrical surface 53 having for axis the axis 49 of the cluster, the trace of which constituted by a circle has been represented in FIG. 4.
During the operation of the reactor, the circulation of cooling water at the outlet of the core is such that pressures are applied to each of the absorbent rods of the control clusters, so as to press them against the internal part of the continuous guide channels .
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In Figure 4, there is shown by arrow 54, the force exerted by the reactor coolant on the part of the absorbent rod 50 disposed inside the continuous guide channel 38. The force 54 produces a slight bending of the absorbent pencil, so as to press a part of its external surface on a part of the surface of the guide channel 38 situated towards the inside of the guide tube. The absorbent rod 50 held in abutment with a certain pressure against the internal surface of the guide channel 38, by the cooling water of the circulating nuclear reactor no longer vibrates inside the channel 38, which limits its wear rate during operation.
However, since the absorbent rod comes into contact with the internal part of the surface of the guide channel 38, practically over the entire length of the continuous guide, there is practically no gap remaining between the absorbent rod and the continuous guide allowing the passage of cooling water towards the inside of the guide tube. The cooling water is therefore likely to exert a strong pressure against the part of the absorbent rod disposed in the continuous guide, so that the contact pressure between the absorbent rod and the guide channel can be high.
This results in significant friction when moving in the vertical axial direction of the control cluster, the absorbent rods rub with great pressure against the internal parts of the guide elements of the guide tube of the upper internal equipment.
In the event of an emergency shutdown of the reactor, it is sought to bring the control clusters back into their maximum insertion position in the assemblies of the reactor core, under the effect of their own weight, in minimum time. . The high friction between the
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Absorbent rods and the continuous guide channels causes braking of the cluster and therefore an extension of the time necessary to obtain maximum insertion of the clusters.
In FIG. 5, a control cluster 55 according to the invention is seen which includes a cluster support 56 similar to the cluster support 46 of a cluster according to the prior art as shown in FIG. 3. The cluster support 56 comprises a handling knob 57 and membranes 58 fixed by welding to the knob in radial directions. The absorbent rods 60 are fixed by their upper end part to the membranes 58 of the cluster support 56. The absorbent rods 60 are fixed so as to form a bundle in which the rods are parallel to each other and arranged so that they can be simultaneously introduced into the guide elements of a guide tube of the upper equipment of a nuclear reactor as shown in FIG. 2.
The general arrangement of the absorbent rods 60 around the axis 59 of the cluster is therefore identical to the general arrangement of the rods 50 of the control cluster 45 according to the prior art shown in FIG. 3.
However, unlike the absorbent rods 50 of the cluster 45 according to the prior art, which have a cylindrical shape with perfectly constant section, the absorbent rods 60 of the cluster 55 according to the invention have bosses 63 in radial projection distributed along their length.
In FIG. 6, a part of an absorbent pencil 60 of the control cluster of FIG. 5 is shown.
The absorbent rod 60 comprises a tubular sheath 61 constituted by a thin-walled metal tube
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containing neutron absorbing material. The sheath 61 is closed at one of its ends by a closure cap 64 in the shape of a warhead.
The bosses 63 are produced by diametrical expansion of the sheath 61 in certain zones distributed along the length of the pencil.
The bosses have a substantially cylindrical central portion 63a, the outside diameter of which is substantially greater than the nominal diameter of the sheath 61. The outside diameter of the starting cylindrical tube in which the bosses 63 is made is called the outside nominal diameter of the tubular sheath 61 , for example by mechanical expansion of the tube which undergoes plastic deformation. The nominal diameter of the sheath is also the outside diameter of the current parts of the sheath located between the bosses 63.
The bosses 63 comprise on either side of the cylindrical central part 63a two frustoconical parts 63b and 63c ensuring a gradual transition between the central part 63a of the boss and the surface of the current parts of the sheath on either side of the boss 63. The portions 63b and 63c of the boss facilitate the penetration of the absorbent rod into the cooling water filling the guide channels of the cluster, in the reactor in service.
In Figure 6, we have drawn in broken lines two generators of a cylindrical surface 65 in which is insulated the sheath 61 of the pencil 60. The surface 65 has for axis the axis 62 of the pencil 60 and for diameter the diameter of the parts 63 has bosses. The diameter of the cylinder 65 tangent to the parts 63a of the bosses 63 is therefore greater than the diameter of the current part of the sheath 61, that is to say the nominal diameter of the rod.
The bosses 63 of the sheath of the pencil 60 are distributed along the length of the pencil so that the
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distance between two successive bosses is less than half the length of the continuous guide zone of a guide tube of the upper internal equipment of the nuclear reactor. In this way, the absorbent rods of the control cluster come into contact with the internal surface of the continuous guide channels following at least two bosses 63, in all the arrangements for partial insertion of the cluster into the reactor core.
For example, in the case of a pressurized water nuclear reactor with a power of 1000 MWe, the length of the continuous guidance is 1 m; in this case, the distance between two consecutive bosses of the sheath of the absorbent rods of the control clusters is less than 0.50 m and seven bosses are provided along the length of each of the rods. The diameter of the cylinder 65 tangent to the bosses 63, in which the external surface of the fuel rod is inscribed is approximately 0.4 mm greater than the diameter of the current part of the rods whose nominal diameter is slightly less than 10 mm. However, this diameter is less than the inside diameter of a guide channel of the upper internal equipment of the reactor.
In Figure 9, there is shown the cross section of a rod 60 inside a guide channel 68 of the continuous guide portion of a guide tube of the upper internal equipment of the nuclear reactor. The guide channel 68 is a guide channel located towards the inside of a guide sleeve such as the guide channel 38'represented in FIG. 2D. Two openings 66 and 66 ′ for the passage of a membrane of the cluster open into the channel 68.
The forces exerted by the cooling water circulating in the reactor which are exerted on the rod 60 in radial and inward directions
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of the cluster have been represented by their resultant 69 which produces a plating of the pencil 60 against the internal surface of the guide channel 68. The pencil 60 comes into contact with the internal surface of the continuous guide channel 68, via '' at least two projecting bosses 63, so that between the bearing bosses 63, the cooling water of the reactor can circulate around current parts of the rod having a nominal diameter smaller than the diameter of the central parts of the bosses 63 coming in contact with channel 68.
The contact zones 67 and 67 ′ of the absorbent pencil with the guide channel 68 have a reduced area due to the low height of the zones 63 a of the sheath (for example of the order of 2 mm). The radial forces exerted by the cooling water are also reduced. As a result, the friction between the rods of the control cluster and the continuous guide channels remains low. The control cluster can therefore fall back into the heart into the maximum insertion position in a very short time, during an emergency stop.
Despite this, the rods of the control cluster remain perfectly maintained in the reactor in operation due to the pressing of the bosses on the internal surface of the continuous guide. This avoids vibration and wear of the pencils.
In Figures 7,7A, 8A and 8B, there is shown a second embodiment of a control cluster 75 according to the invention. The cluster support which is identical to the support 56 of the control cluster 55 shown in FIG. 5 will not be described again. The general arrangement of the pencils 70 of the cluster 75 is also identical to the general arrangement of the pencils 60 of the control cluster 55. This arrangement will however be specified below with reference to FIGS. 7 and
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7A, insofar as the rods of the control cluster according to the second embodiment have an orientation defined as a function of their position in the cluster.
The axes 72 of the absorbent rods 70 are located on coaxial cylindrical surfaces all having for axis the axis 79 of the control cluster 75. The arrangement of the rods 70 on the coaxial cylindrical surfaces are shown in FIG. 7A. The rods 70 of the cluster 75, unlike the rods of a control cluster according to the prior art which are perfectly rectilinear, have undulations 73 which are visible on certain rods 70 only of the cluster 75 as shown in the figure 7, for the reasons which will be indicated later.
To facilitate the representation and make the undulations visible, the amplitude of these undulations has been greatly exaggerated in Figure 7.
In FIG. 8A, a section of an absorbent rod 70 of a control cluster according to the invention is shown, in side elevation in a first direction and in FIG. 8B, the same section in side elevation and in a direction B perpendicular to the direction in which the lateral elevation of FIG. 8A is seen.
As it appears by comparing FIGS. 8A and 8B, the corrugations 73 of the absorbent pencil 70 are plane corrugations, that is to say parallel to the plane of FIG. 8A. The two generatrices 74 and 74 ′ of the pencil 70 delimiting the outline of the pencil in FIG. 8A have a substantially sinusoidal shape. On the other hand, the generators 74a and 74a 'delimiting the contour of the pencil 70 in the view of FIG. 8B are perfectly rectilinear. The undulations 73 of the absorbent pencil 70 are parallel to the
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plane of Figure 8A and perpendicular to the plane of Figure 8B.
The axis 72 of the absorbent pencil 70 is not perfectly rectilinear but has the shape of a sinusoid identical to the sinusoid constituting the generatrices 74 and 74 '. As can be seen in FIG. 8B, the axis 72 of the absorbent rod 70, on the other hand, lies in a plane parallel to the plane of FIG. 8A, that is to say a plane parallel to the corrugations. The trace 72 ′ of the plane parallel to the undulations containing the axis 72 on the plane of FIG. 8A will subsequently be considered as the rectilinear mean axis of the absorbent pencil 70.
The corrugations have a pitch P shown in FIG. 8A which is less than the length of the continuous guide zone of a guide tube of the nuclear reactor and an amplitude a slightly less than the radial clearance between the absorbent rod 70 and the internal surface cylindrical of a continuous guide channel 38.
In an example of application to control clusters of a nuclear reactor with an electrical power of 1000 MW, control clusters were used comprising absorbent rods having, over their entire length, undulations of which the pitch P is close 600 mm and whose amplitude measured on a generator is of the order of 0.4 mm.
Each of the pencils 70 of the cluster 75 is inscribed inside a cylindrical surface 76 two generators of which have been shown in FIG. 8A, having the axis 72 ′ of the pencil as their axis and the radius of the sheath of the pencil increased in amplitude to ripples.
In FIG. 7A, there is shown a cross section of the cluster of absorbent rods showing that the twenty-four absorbent rods of the control cluster have axes which are arranged in five
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coaxial cylindrical surfaces whose circular traces on the plane of Figure 7A have been shown.
On the cylindrical surface of smaller diameter, in the center of the cluster, are arranged the axes of four absorbent pencils. On the cylindrical surface of immediately larger diameter, are also arranged four axes of absorbent rods in positions offset by 45 relative to the positions of the axes of the rods arranged on the cylindrical surface of smaller diameter.
On the third cylindrical surface are arranged the axes of four rods in alignment with the axes of the four rods located on the first cylindrical surface.
On the outer cylindrical surface of larger radius are arranged the axes of four absorbent rods aligned with the axes located on the second cylindrical surface.
On the fourth cylindrical surface are arranged the axes of eight rods in intermediate positions between the axes of the rods of the first and third cylindrical surfaces and the axes of the rods of the second and fifth cylindrical surfaces.
For each of the absorbent pencils 70, the undulations of the pencil are parallel to the plane tangent to the cylindrical surface along which the axis of the pencil is arranged. In FIG. 7A, the planes tangent to the cylindrical surfaces are shown for four rods 70a, 70b, 70c, 70d and 70e distributed in the section of the cluster. For reasons of simplification of the representation, only the five pencils 70a, 70b, 70c, 70d and 70e have been shown in FIG. 7 in an elevation view.
Absorbent pencils 70a, 70b and 70e whose corrugations are parallel to a plane perpendicular to the
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plan of FIG. 7 have a totally rectilinear representation in FIG. 7.
The pencil 70c whose undulations are parallel to a plane parallel to the plane of Figure 7 shows the undulations 73 of the pencil with their maximum amplitude.
The pencil 70d, the wavy plane of which makes an angle of 450 with the plane of FIG. 7, is shown with undulations 73, the amplitude of which appears smaller than the amplitude of the oscillations of the pencil 70c.
For all of the absorbent pencils 70 of the cluster, the undulations of the pencil are parallel to the plane tangent to the cylindrical surface on which the axis of the absorbent pencil is disposed, along a generatrix of this cylindrical surface formed by medium rectilinear axis of the pencil.
In Figure 10, there is shown a guide channel 78 of the continuous guide portion of a guide tube of the upper internal equipment of the reactor.
The guide channel 78 is a guide channel identical to the guide channels 38 shown in Figure 2D formed in the outer end portions of the gussets of the continuous guide portion.
The guide channel 78 is formed in the end part of a gusset 77 having an opening 80 of radial direction directed towards the inside of the guide tube.
In addition, FIG. 10 shows the outline of an absorbent rod 70, part of which is inside the guide channel 78 during the operation of the nuclear reactor.
As described above with regard to the absorbent rod 50 represented in FIG. 4, the circulation of the cooling water of the nuclear reactor at the level of the lower part of the upper internal equipment is such that a force 81 is exerted on the
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absorbent pencil 70, so as to push it in the direction of the opening 80, towards the inside of the guide tube. The rod 70 whose diameter is slightly smaller than the inside diameter of the guide channel 78 is repelled by the forces exerted by the cooling water, so as to come into abutment against the inside surface of the guide channel 78, at the inlet opening 80.
This limits the vibrations of the absorbent rod 70 which is held in abutment against an internal part of the surface of the guide channel 78, during the operation of the nuclear reactor.
The rectilinear mean axis 72 ′ of the absorbent pencil 70 is situated on a cylindrical surface having as axis the axis 79 of the control cluster 75, the trace of which on the plane of FIG. 10 is constituted by the circle 83.
According to the invention, the absorbent pencil 70 has corrugations parallel to a plane tangent to the cylindrical surface of trace 83, the trace of which on the plane of FIG. 10 is formed by the straight line 84.
The undulations of the pencil 70 parallel to the trace plane 84 have an amplitude less than the radial clearance between the absorbent pencil and the inner surface of the channel 78, that is to say the difference between the radius of the channel 78 and the radius of the absorbent rod 70, and a pitch less than the length of the continuous guide of the guide tube of the upper internal equipment, that is to say less than the length of the guide channel 78.
Therefore, as can be seen in FIG. 10, when the absorbent rod 70 is pushed back by the forces 81 exerted by the cooling fluid against the internal surface of the guide channel 78, it comes into contact with this internal surface of only one side of the opening 80 in a small area 85a. There therefore remains a passage 86a between the rod 70 and the inner surface of the guide channel
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78, communicating with the opening 80, on one side of the pencil 80. Due to the presence of the undulations 73 of the pencil 70 whose pitch is less than the length of the channel 78, the absorbent pencil 70 comes into contact with the surface inside of channel 78, in the vicinity of the entrance to opening 80, along several zones of small dimensions spaced apart by a length corresponding to a half-step of the undulations 73.
In FIG. 10, the contour 87a of the absorbent pencil 70 is shown in solid lines in a first zone along the length of the guide channel 78 corresponding to the plane of FIG. 10 and in dotted lines, the contour 87b of the absorbent pencil 80, in an area offset by a half-step of the undulations 73 along the length of the pencil, relative to the first area.
In the second zone, the rod 70 comes into contact with the internal surface of the guide channel 78, near the entrance to the opening 80, in a zone 85b of this small internal surface located on the opposite side of the opening 80 relative to the first contact area 85a situated in the plane of FIG. 10.
At section 87b, offset by half a step with respect to section 87a, a clearance 86b communicating with the opening 80 is formed between the outer surface of the absorbent rod and the surface of the guide channel 78, so that the cooling water of the nuclear reactor can bypass the rod to flow through the opening 80 towards the inside of the guide tube.
In addition, the cooling water can also flow around the absorbent pencil 70 to pass into the opening 80, along the section of the absorbent pencil 70 comprised between the sections 87a and 87b, because the pencil having undulations is not in contact
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with the surface of the guide channel 78 along this pencil section.
As a result, the force exerted on the absorbent rod is reduced, as is the total contact area between the rod 70 and the guide channel 78.
The friction between the rod 70 and the guide channel 78 is therefore greatly reduced during movements of the absorbent rod 70 inside the guide channel 78.
However, because the absorbent rod 70 is kept in contact with the inner surface of the guide channel 78 at several points, the vibrations of the absorbent rod 70 under the effect of the circulation of the cooling fluid are greatly limited or even suppressed.
In the event of an emergency shutdown of the nuclear reactor, the fallout of the control cluster to its position of maximum insertion into the core occurs with a low friction of the absorbent rods against the guide surface of the channels of the continuous guidance. As a result of the improvement in the sliding conditions of the cluster, the time for the cluster to fall back into the position of maximum insertion into the core of the nuclear reactor is reduced, which makes it possible to meet the conditions required by the specifications in terms of security.
In fact, for all of the absorbent rods in the cluster, the contact of the absorbent rods with the continuous guide channels is limited to a few zones of small section on either side of the opening placing the guide channel in communication with the internal part of the guide tube of the upper internal equipment. This result is obtained by the fact that the undulations of the pencil are parallel to a plane tangent to the cylindrical surface along which the axis of the pencil is arranged.
Of course, the same results are obtained as well
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for all absorbent pencils fixed to the ends of the membranes of the cluster, such as the pencil 70 shown in FIG. 10, these pencils moving inside guide channels located towards the outside of the guide tube than for pencils absorbents located towards the inside of the cluster and intended to move inside guide channels situated in the internal extension of the opening 80 of a gusset 77.
For all the pencils of a cluster, produced according to the first or according to the second embodiment, it is therefore possible both to limit or eliminate the vibrations of the pencil and to obtain satisfactory conditions of sliding of the pencil in the continuous guide channels d 'a guide tube.
Preferably, the sheath of the absorbent pencils which is generally made of chromium-nickel stainless steel comprises an nitrided outer layer with a thickness of 15 to 40 μm, as described in FR-A-2,604. 188. This nitrided layer which makes it possible to limit the wear of the pencil and to reduce the friction between the pencil and the surface of the guide elements can be obtained by ionic nitriding in the presence of nitrogen under reduced pressure. The nitrided layer may be continuous over the entire length of the absorbent pencil or present only in certain areas subject to wear. In the case of a pencil comprising bosses, nitriding is preferably carried out in the zones of the sheath comprising the bosses.
The invention is not limited to the embodiments which have been described.
Thus, the bosses or undulations can have different geometrical characteristics from those which have been described. The radially projecting bosses on the outer surface of the sheath can have any shape and size compatible with the use of the cluster. Sheath forming
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pencils for producing the bosses can be produced by any process such as mechanical or hydraulic expansion of the sheath. The bosses can also be constituted by rings which are attached and fixed to the external surface of the sheath or produced by machining the sheath of the pencil. The corrugations can have a shape different from the sinusoidal shape.
Their steps and amplitudes may be different from those which have been given by way of example. In all cases, however, the radial amplitude of the bosses or the amplitude of the corrugations must be less than the radial clearance between the absorbent rod and the guide channels and the distance between the bosses or the pitch of the corrugations must be less than the length. guide channels. Preferably, the distance between the bosses or the pitch of the corrugations must be less than the half-length of the continuous guide channels of the guide tubes.
For example, in the case of a nuclear reactor with an electrical power of 1000 MWe, the continuous guide channels of the guide tubes of the upper internal equipment have a length close to one meter, the absorbent rods of the control clusters have an external diameter close to 9.7 mm and the guide channels of the guide tubes of the upper internal equipment have an internal diameter close to 11.2 mm.
In this case, bosses or undulations have been provided on the absorbent rods whose axial distance or pitch are close to 400 mm and whose amplitude is close to 0.4 mm.
The bosses and undulations of the absorbent pencils can be provided over all or part of the length of the pencil.
The invention can be applied to the case of any control cluster for a nuclear reactor, whatever
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or the arrangement of the rods of the cluster required by the type of fuel assembly used in the nuclear reactor.
In general, the invention can be applied to the case of any nuclear reactor cooled by water.