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Réacteur nucléaire et dispositif* de refroidissement et de modératiox Réacteur nucléaire et dispositifs de refroidissement et de modération pour ce réacteur.
La présente Invention se rapporte aux réacteurs nucléaires hétérogènes et plus particulièrement aux dispositifs de Modération et de refroidissement pour ces réacteurs,
Il est courant, dans de nombreuses applications, d'utiliser dans un réacteur nucléaire un fluide tel que l'eau qui modère et refroidit, à la fois, le noyau de combustible du réacteur Si un tel fluide est utilise, il est avantageux de disposer d'une certrai- ne souplesse pour obtenir des conditions de réactivité préférées ou optima en mime temps que des conditions de transfert thermique ou des conditions thermiques et hydruliques préférés ou optima.
On ne dispose généralement pas d'une telle souplesse de construc- tion parce que l'obtention d'une série préférée de paramètres ther- L'il
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niques et hydrauliques est normalement incompatible ou peut être incompatible avec l'obtention d'une série préférée de para- mètres de réactivité.
Ainsi, lorsque l'eau est utilisée comme agent de refroidis- sement et comme modérateur, une configuration donnée du noyau peut assurer une réactivité optimum tandis qu'en même temps les caractéristiques d'écoulement, de pression et de transfert thermi- que peuvent devoir être l'objet de compromis s'écartant des va- leurs optima, L'inverse peut également être vrai. De plus, à cause du coefficient de température de réactivité négatif de l'eau obtenu en diminuant la densité de l'eau, la réactivité de démarrage peut être réduite, à la température de fonctionnement du noyau d'une quantité beaucoup plus grande que ne le requièrent les considéra- tiens de sécurité.
La réactivité plus élevée au départ entrain@, bien entendu, aussi une extension correspondante du contrôle de la réactivité qui ne serait pas nécessaire autrement* Dans le cas typi. que d'un réacteur à eau bouillante dans lequel une certaine partie de l'agent de refroidissement passe à la phase gazeuse, un autre effet assez indésirable peut se produire à savoir que, si l'on prend moins de vapeur pour réduire la puissance de sortie, la près* sion de vapeur monte dans le noyau du réacteur par suite d'un arrêt ou d'une diminution de la vapeur, et l'augmentation résultante de la densité de la vapeur du noyau produit un coefficient de réactivité positif et une puissance accrue du noyau ce qui est l'opposé de l'effet désiré.
Des lors, afin de disposer d'une souplesse de oonstruc- tion et d'éviter ou de diminuer une partie ou tous les effets de réactivité indésirable qui viennent d'être mentionnés, la présente invention comprend un réacteur nucléaire comportant un noyau de combustible qui contient une série d'éléments allongés disposés dans une structure en réseau.
Conformément à une disposa tion de réseau donnée, certains éléments du noyau occupant des po- ,
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étions interstitielles contiennent des quantités relativement fi- xes de matériaux modérateurs et les autres éléments du noyau contiennent du combustible fissile. Bien que l'agent de refroidis- sement soit également le modérateur, la disposition générale peut aisément êtro- ajustée pour produire des conditions préférées pour l'agent de refroidissement et pour la réactivité sans qu'il n'y ait de crête de flux neutronique injustifiée par la modération totale préférée peut être fort bien stabilisée au moyen de la matière mo- dératrice relativement fixe et, de préférence, uniformément répar- tie,
saut dans certaines applications ou elle l'est non uniformément Si l'agent de refroidissement utilisé est l'eau, la modération tata- le préférée peut également être relativement stabilisée tandis qu'on obtient des conditions préférées pour l'agent de refroidis- sement en mélangeant de l'oxyde de deutérium (eau lourde) à l'agent de refroidissement dans des proportions diverses.
Cela étant, un des buts de l'invention est de fournir un réacteur nucléaire nouveau et rentable dans lequel les conditions thermiques, hydrauliques et les conditions de réactivité peuvent présenter une souplesse relative.
Un autrebut de l'invention est de fournir un réacteur nucléaire nouveau et rentable selon le paragraphe précédente dans lequel il se produit relativement pou de modification de la réacti- vite depuis le démarrage jusqu'aux conditions de fonctionnement*
On autre but de l'invention est de fournir un réacteur nucléaire nouveau et rentable selon le premier paragraphe, dans le- quel il y a ébullition de l'agent de refroidissement et dans lequel le coefficient de pression de réactivité positif habituel associé à une diminution de la demande de vapeur est nettement abaisse.
Un but encore de l'invention est de fournir un réacteur nouveau et rentable selon l'un ou l'autre des paragraphes précédents, dans lequel le réacteur comprend un noyau de combustible qui con- tient une série d'éléments allongés disposés dans une structure
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en réseau, les éléments étant divisés interstitiellement suivant un pian de réseau donné, en éléments contenant une quantité rela- tivement fixe de matériau modérateur et en éléments contenant du combustible fissile.
L'invention a également pour but de fournir un réacteur nucléaire nouveau et rentable selon le paragraphe précédent dans lequel de l'eau légère et de l'eau lourde en mélange constituent un fluide modérateur-agent de refroidissement pour le noyau de com- bustible.
Ces buts de l'invention et d'autres encore ressortiront plus clairement de la description donnée ci-après avec référence aux dessina annexés, dans lesquels; fige 1 est une vue en coupe verticale d'une.partie d'un réacteur nucléaire construit suivant les principes de la présente invention; fige 2 est une coupe transversale du réacteur nucléaire de la fige 1 suivant la ligne II-II de cette figure; tige 3 est une coupe transversale agrandie d'un des sous- ensembles de combustible du réacteur nucléaire des figs, 1 et 2; et, fige 4 est une coupe transversale agrandie d'un élément allongé utilisé dans le sous-ensemble de la fige 3.
Plus particulièrement, la fige 1 montre un réacteur nu- cléaire 10 construit suivant les principes de l'invention qui com- porte un noyau de combustible fissile 12 supporté à l'intérieur d' une cuve à pression métallique 14. Dans le cas envisagé un fluide constitué par de l'eau (eau légère ou mélange d'eau légère et d'eau lourde) est mis en circulation au travers du noyau de combustible
12 par un dispositif approprié, ce fluide servant de fluide modéra- . teur et d'agent de refroidissement et étant porté à ébullition (par le réglage du dispositif de mise en circulation) lorsqu'il s'élève dans le noyau de combustible 12 pour produire de la vapeur.
La vapeur qui s'élève et l'eauliquide éventuelle sont séparées
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par un dispositif approprie (non représenté) disposé à 1' intérieur de la cuve à pression 14 et au-dessus du noyau de combustible 12 et la vapeur est alors utilisée comme fluide de travail (par exemple ' pour entraîner une turbine) et l'eau liquide est ramenée au travers du noyau de combustible 12.
On notera également que le noyau de combustible 12 peut$ si on le désire, être contenu dans une cage 16 (mieux visible sur fig. 2) et est supporté par un dispositif approprié tel qu'un tambour 18 qui, à son tour, est supporté par une plaque inférieure de support (non représentée). Cette plaque est supportée par une bride (non représentée) faisant saillie raidialement vers Intérieur à partir de la cuve à pression 14.
En outre, un blindage pour les neutrons thermiques, ayant la forme d'un tambour, est également supporté par la bride dans cette disposition mécanique et des cham- bres annulaires 22 et 24 sont, de préférence, prévues pour assurer au moins la circulation nominale de l'agent de refroidissement entre la cuve à pression 14, le blindage thermique 21 et le tambour du noyau 18.
En utilisant la disposition de support qui vient d'être décrite ou une disposition analogue, le noyau de combustible 12 est pratiquement maintenu en place et grâce à l'emploi du blindage thermi que (constitué par un matériau tel que l'acier inoxydable ) l'échauf- fement nucléonique de la cuve à pression 14 est limite'
Le noyau de combustible 12 a une géométrie et une teneur en combustible fissile critiques, c'est-à-dire que la géométrie et la quantité de combustible fissile sont telles qu'elles entretien- nent une réaction nucléaire en chaîne suivant la théorie actuelle- ment largement répandue.
Par matériau fissile, il faut entendre que le matériau combustible est soit fertile, soit fissible, soit les deux, et par fertile il faut entendre que le matériau est soumis à une transformation en un matériau fissible. Du point de vue struo- ture, le noyau de combustible 12 comprend un nombre donné de un. ensembles de combustible allongés 26 qui peuvent avoir un contour plus ou moins rectangulaire ou autre et une série de barres de com-
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mande absorbant les neutrons 28, à section cruciforme ou autre, qui sont disposées de Manière appropriée pour être déplacées le long des divers sous-ensembles de combustible adjacents 26 pour contrôler le niveau de réactivité neutronique, 81 on le désira,
chaque barre de commande 28 peut être munie d'une charge complémentaire de combustible 30 (c'est-à-dire un élément de structure attaché conte- nant du combustible fissile) à proximité de son extrémité arrière (dans le présent cas 1 extrémité inférieure) de manière à réduire les crêtes de flux neutronique qui seraient provoquées par la présen- es de matériau modérateur dans l'espace dégagé par l'enlèvement de la barre de commande.
D'autres dispositifs de contrôle de la réacti- vite tels que des réflecteurs déplaçables peuvent être utilisés dans certaines applications, si on le désire,
Chaque sous-ensemble de combustible 26 comprend une série d'élément)* 32 en forme de barreaux allongea ou ayant toute autre forme disposés en une structure en réseau grâce à des disposi- tifs de support appropries. Par structure en réseau, il faut enten- dre que les barreaux 32 sont maintenus mécaniquement dans une dispo- sition en substance uniforme et ordonnée.
Ainsi, à titre d'exemple, les barreaux 32 peuvent s'étendre longitudinalement entre des pla- ques de support d'extrémité opposées 34 et 36 du sous-ensemble 26 qui, à leur tour, sont respectivement supportées par une plaque supérieure de support du noyau 38 et une partie inférieure de sup- port du noyau 40 du tambour 18. Les plaques de support d'extrémité 34 et 36 sont supportées de manière à être écartées grâce à une struc ture de châssis 42 et à des éléments ressemblant à des grilles (non représentés) fixés à la structure de châssis 42 à divers intervalles sur la longueur de celle-ci de manière à limiter le déplacement la- téral des barreaux 32.
Pour une description plus détaillée de cette disposition de support des barreaux 32, donnée à titre d'exemple, on se reportera au brevet n*601.970 intitulé "Disposition d'éléments combustibles pour un réacteur nucléaire*, de la Demanderesse.
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Ainsi qu'on le remarquera sur la tige 4, ehaoun des élé- sent ou barreaux 32 est muni d'un corps de revêtement de forme tubulaire allongée ou autre 44 en acier inoxydable, en un alliage de rirconium ou en un autre matériau de construction résistant à la corrosion et réduisant les neutrons. Des bouchons d'extrémité (non représentés) sont soudés ou fixée d'une autre manière aux extrémités de chaque corps de revêtement 44 de manière à sceller du combustible fissile (tel que des pastilles de bioxyde d'uranium enrichi) ou un matériau modérateur liquide ou solide (tel que l'hydrure de zirconium) dans les divers barreaux 32.
De manière classique, chacun des barreaux 32 contiendrait du combustible fissile omis dans leprésent cas, suivant les principes de l'invention, des élé- ments ou barreaux 32A répartis interstitiellement dans chaque sous- assemblage 26 suivant un plan de réseau donné contiennent un ma- tériau modérateur solide ou liquide. Par exemple suivant un plan tel que représenté, les barreaux modérateurs 32A sont chaque fois séparés par deux éléments 32 de la structure en réseau dans le sous- ensemble 26.
De cette manière, si, à titre d'exemple, les barreaux modérateurs 32A contiennent de l'hydrure de zirconium qui peut avoir une densité en atomes d'hydrogène modérateur** comparable à celle de l'eau, le rapport agent de refroidissement modérateur/volume de cota- bustible ou le rapport eau/volume de combustible peut être diminué (par un resserrement approprié du réseau) pour atteindre une réacti- vité donnée sans diminution du rapport modérateur/combustible.
Il est préférable que les barres modératrices 32A aient les di- mensions identiques à celles des autres barres de combustible 32 mais les dimensions et les formes relatives peuvent être différentes lorsqu'on désire disposer d'une souplesse constructive supplémentai- re de la réactivité si le flux neutronique qui en résulte ou la dis- torsion du flux de l'agent de refroidissement n'est pas alors trop prohibitif.
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Dès lors$ une souplesse de construction de la réactivité considérable est assurée par l'emploi de l'invention car les ca- ractéristiques désirées de transfert thermique et les caractéristi- ques hydrauliques peuvent être obtenues en modifiant le rapport agent de refroidis sèment/modérateur ou eau/combustible sans altérer dans une mesure importante le rapport total modérateur/combustible, Des caractéristiques ou des paramètres préférés pour la réactivité et l'agent de refroidissement qui seraient normalement en conflit peuvent dès lors être obtenues.
En outre, si le réacteur nucléaire 10 est un réacteur à eau sous pression ou analogue, le coefficient négatif de réactivité provoqué par la différence entre la tempéra- ture de démarrage et la température de fonctionnement peut être réduit de manière considérable à la valeur minimum qui est requi- se pour des considérations de sécurité, en modifiant la quantité de modérateur fixe assurée par les barreaux de modérateur 32A.
Dans le cas d'un réacteur à eau bouillante, donc le cas illustré ici, le coeffient de réactivité de pression positif provoqué par une diminution de la demande en vapeur peut être diminué nettement par le choix du nombre ou de la configuration des barreaux de modérateur 32A car la modération totale ne dépend pas alors dans une telle mesure des modifications de la densité de l'eau ou de la vapeur agissant comme agent' ,de refroidissement.
En outre, les meil- leurs effets de fonctionnement obtenus grâce à l'utilisation de l'invention ne sont pas diminués par la formation de crêtes indési- rables de flux neutronique comme c'est généralement le cas lorsque des quantités fixes de modération sont prévues dans des emplacements massifs plutôt que dans des emplacements répartis interstitiellement comme prévu ici.
Si on le désire, le matériau modérateur dans les barreaux de modérateur 32A peut être constitué par un fluide, comme un liqui- de organique et dans ce cas, il peut même constituer un système sé- paré de fluide (non représenté). En pareil cas, le fluide agissant
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comme Modérateur (ayant de préférence des caractéristiques modératri- ces relativement Indépendantes des variations usuelles de la tempéra- ture) est périodiquement ou continuellement mis en circulation à partir des barreaux modérateurs 32A par des conduites (non repré- sentées) qui y sont attachées vers l'unité de stockage des matières radio-actives où le matériau modérateur est traité et ensuite ra- mené vers les barreaux de Modérateur 32A.
Lorsque le réacteur nucléaire 10 est un réacteur à eau bouillante ou un réacteur à eau sous pression. les effets sur la réactivité et sur la modération obtenue grâce à la présente in- vention peuvent également ttre commandés séparément ou supplémen- tairement en prévoyant comme agent de refroidissement-modéra- teur un mélange d'eau ordinaire (eau légère) et d'oxyde de dent'. rium (eau lourde)suivant des proportions données, Cela est dû au fait que l'oxyde de deutérium a un effet nettementmoins modéra- teur sur les neutrons de fission que l'eau ordinaire à cause de sa structure atomique plus lourde et qu'il diminue, dès lors$ encore la proportion de modération totale fournie par l'agent de refroidisse- ment-modérateur.
La description qui précède a été donnée uniquement pour faire comprendre les principes de l'invention. Il est donc bien entendu que l'invention n'est pas limitée aux formes de réalisation décrites et que des modifications peuvent y être apportées sans sortir de son cadre.
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Nuclear reactor and cooling and moderating device * Nuclear reactor and cooling and moderation devices therefor.
The present invention relates to heterogeneous nuclear reactors and more particularly to moderation and cooling devices for these reactors,
It is common, in many applications, to use in a nuclear reactor a fluid such as water which both moderates and cools the fuel core of the reactor. If such a fluid is used, it is advantageous to have flexibility to obtain preferred or optimum reactivity conditions along with preferred or optimum thermal transfer or thermal and hydrulic conditions.
Such flexibility of construction is generally not available because obtaining a preferred set of parameters ther- il
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Mechanical and hydraulic is normally incompatible or may be incompatible with obtaining a preferred set of reactivity parameters.
Thus, when water is used as a coolant and as a moderator, a given configuration of the core may provide optimum reactivity while at the same time the flow, pressure and heat transfer characteristics may be required. being the object of compromise deviating from the optimum values, the reverse may also be true. In addition, due to the negative temperature coefficient of reactivity of water obtained by decreasing the density of water, the starting reactivity may be reduced, at the operating temperature of the core by an amount much greater than is security considerations require it.
The higher reactivity initially entails, of course, also a corresponding extension of the reactivity control which would not be necessary otherwise * In the typical case. than of a boiling water reactor in which a certain part of the coolant goes to the gas phase, another rather undesirable effect can occur which is that if one takes less steam to reduce the power of output, the vapor pressure rises in the reactor core as a result of stopping or decreasing the vapor, and the resulting increase in the vapor density of the core produces a positive reactivity coefficient and a increased core power which is the opposite of the desired effect.
Therefore, in order to have flexibility of construction and to avoid or reduce some or all of the undesirable reactivity effects just mentioned, the present invention comprises a nuclear reactor comprising a fuel core which contains a series of elongated elements arranged in a network structure.
In accordance with a given network arrangement, certain elements of the nucleus occupying po-,
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The interstitials contain relatively fixed amounts of moderating materials and the other core elements contain fissile fuel. While the coolant is also the moderator, the general arrangement can easily be intro-adjusted to produce preferred conditions for coolant and reactivity without a peak in neutron flux. unjustified by the preferred total moderation can be very well stabilized by means of the moderating material relatively fixed and, preferably, evenly distributed,
skip in some applications where it is not uniformly If the coolant used is water, the preferred temper moderation can also be relatively stabilized while obtaining preferred conditions for the coolant. by mixing deuterium oxide (heavy water) with the cooling agent in various proportions.
This being so, one of the aims of the invention is to provide a new and profitable nuclear reactor in which the thermal, hydraulic and reactivity conditions can exhibit relative flexibility.
Another object of the invention is to provide a new and profitable nuclear reactor according to the previous paragraph in which there is relatively little change in the reactivity from start-up to operating conditions *
Another object of the invention is to provide a new and profitable nuclear reactor according to the first paragraph, in which there is boiling of the coolant and in which the usual positive pressure coefficient of reactivity associated with a decrease. of the steam demand is significantly reduced.
A further object of the invention is to provide a new and profitable reactor according to either of the preceding paragraphs, in which the reactor comprises a fuel core which contains a series of elongated elements arranged in a structure.
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in a lattice, the elements being divided interstitially according to a given lattice plan, into elements containing a relatively fixed quantity of moderating material and into elements containing fissile fuel.
Another object of the invention is to provide a new and profitable nuclear reactor according to the preceding paragraph in which light water and heavy water mixed together constitute a moderator-coolant fluid for the fuel core.
These objects of the invention and others will emerge more clearly from the description given below with reference to the accompanying drawings, in which; Fig. 1 is a vertical sectional view of a part of a nuclear reactor constructed according to the principles of the present invention; fig 2 is a cross section of the nuclear reactor of fig 1 along line II-II of this figure; rod 3 is an enlarged cross section of one of the nuclear reactor fuel subassemblies of Figs, 1 and 2; and, pin 4 is an enlarged cross section of an elongated member used in the pin 3 subassembly.
More particularly, Fig. 1 shows a nuclear reactor 10 constructed according to the principles of the invention which comprises a fissile fuel core 12 supported within a metallic pressure vessel 14. In the case contemplated a fluid consisting of water (light water or a mixture of light water and heavy water) is circulated through the fuel core
12 by a suitable device, this fluid serving as a moderate fluid. coolant and being brought to a boil (by the adjustment of the circulator) as it rises in the fuel core 12 to produce steam.
The rising steam and any liquid water are separated
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by a suitable device (not shown) disposed inside the pressure vessel 14 and above the fuel core 12 and the steam is then used as the working fluid (for example to drive a turbine) and the liquid water is returned through the fuel core 12.
It will also be appreciated that the fuel core 12 can if desired be contained in a cage 16 (best seen in fig. 2) and is supported by a suitable device such as a drum 18 which, in turn, is. supported by a lower support plate (not shown). This plate is supported by a flange (not shown) projecting stiffly inward from the pressure vessel 14.
Further, a thermal neutron shield, in the form of a drum, is also supported by the flange in this mechanical arrangement and annular chambers 22 and 24 are preferably provided to provide at least the nominal circulation. coolant between the pressure vessel 14, the heat shield 21 and the core drum 18.
By using the support arrangement which has just been described or a similar arrangement, the fuel core 12 is practically held in place and thanks to the use of the thermal shielding (made of a material such as stainless steel). 'nucleonic heating of the pressure vessel 14 is limited'
The fuel core 12 has a critical geometry and fissionable fuel content, that is, the geometry and amount of fissionable fuel is such as to sustain a nuclear chain reaction according to current theory. widely spread.
By fissile material is meant that the combustible material is either fertile or fissile or both, and by fertile it is meant that the material is subjected to transformation into a fissile material. Structurally, the fuel core 12 comprises a given number of one. elongated fuel assemblies 26 which may have a more or less rectangular or other outline and a series of control rods
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A neutron absorbing control 28, cruciform or otherwise, which is suitably arranged to be moved along the various adjacent fuel subassemblies 26 to control the level of neutron reactivity, 81 as desired,
each control rod 28 may be provided with an additional charge of fuel 30 (i.e. an attached structural member containing fissile fuel) near its rear end (in this case 1 lower end ) so as to reduce the peaks of neutron flux that would be caused by the presence of moderating material in the space released by the removal of the control rod.
Other responsiveness control devices such as movable reflectors can be used in some applications, if desired.
Each fuel subassembly 26 comprises a series of elongated rod-shaped or other shaped elements) * 32 arranged in an array structure by suitable support devices. By network structure it should be understood that the bars 32 are mechanically maintained in a substantially uniform and orderly arrangement.
Thus, by way of example, the bars 32 may extend longitudinally between opposed end support plates 34 and 36 of the sub-assembly 26 which, in turn, are respectively supported by an upper support plate. of the core 38 and a lower supporting part of the core 40 of the drum 18. The end support plates 34 and 36 are supported so as to be spaced apart by a frame structure 42 and elements resembling frames. grids (not shown) fixed to the frame structure 42 at various intervals along the length thereof so as to limit the lateral displacement of the bars 32.
For a more detailed description of this support arrangement for the bars 32, given by way of example, reference is made to patent no. 601,970 entitled "Arrangement of fuel elements for a nuclear reactor *, of the Applicant.
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As will be seen from rod 4, all of the elements or bars 32 are provided with an elongated tubular or other shaped coating body 44 of stainless steel, rirconium alloy or other construction material. corrosion resistant and neutron reducing. End caps (not shown) are welded or otherwise secured to the ends of each coating body 44 so as to seal fissile fuel (such as enriched uranium dioxide pellets) or liquid moderator material. or solid (such as zirconium hydride) in the various bars 32.
Conventionally, each of the bars 32 would contain fissile fuel omitted in the present case, according to the principles of the invention, elements or bars 32A distributed interstitially in each sub-assembly 26 according to a given network plane contain a ma- solid or liquid moderating material. For example, following a plane as shown, the moderator bars 32A are each time separated by two elements 32 of the network structure in the sub-assembly 26.
In this way, if, by way of example, the moderating bars 32A contain zirconium hydride which may have a moderating hydrogen atom density ** comparable to that of water, the moderating coolant ratio / volume of fuel or the water / volume ratio of fuel can be reduced (by appropriate tightening of the network) to achieve a given reactivity without reducing the moderator / fuel ratio.
It is preferable that the moderator bars 32A have the same dimensions as those of the other fuel rods 32, but the relative dimensions and shapes may be different when it is desired to have additional constructive flexibility of the reactivity if the The resulting neutron flux or the distortion of the coolant flux is then not too prohibitive.
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Considerable flexibility of construction of reactivity is therefore ensured by the use of the invention because the desired heat transfer characteristics and hydraulic characteristics can be obtained by changing the coolant seed / moderator ratio or water / fuel without significantly altering the total moderator / fuel ratio. Preferred characteristics or parameters for reactivity and coolant which would normally conflict can therefore be obtained.
Further, if the nuclear reactor 10 is a pressurized water reactor or the like, the negative coefficient of reactivity caused by the difference between the starting temperature and the operating temperature can be reduced considerably to the minimum value which. is required for safety considerations by modifying the amount of fixed moderator provided by moderator bars 32A.
In the case of a boiling water reactor, therefore the case illustrated here, the positive pressure reactivity coefficient caused by a decrease in the steam demand can be significantly reduced by the choice of the number or the configuration of the moderator bars. 32A because the total moderation does not then depend to such an extent on the changes in the density of the water or of the steam acting as a cooling agent.
Further, the best operating effects obtained by use of the invention are not diminished by the formation of unwanted peaks of neutron flux as is generally the case when fixed amounts of moderation are provided. in massive locations rather than interstitially distributed locations as expected here.
If desired, the moderator material in the moderator bars 32A can be a fluid, such as an organic liquid, and in this case it can even be a separate fluid system (not shown). In such a case, the fluid acting
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as Moderator (preferably having moderating characteristics relatively independent of the usual variations in temperature) is periodically or continuously circulated from the moderator bars 32A by conduits (not shown) which are attached thereto towards the radioactive material storage unit where the moderator material is processed and then returned to the moderator bars 32A.
When the nuclear reactor 10 is a boiling water reactor or a pressurized water reactor. the effects on reactivity and on moderation obtained by the present invention can also be controlled separately or additionally by providing as coolant-moderator a mixture of ordinary water (light water) and oxide. tooth '. rium (heavy water) in given proportions. This is due to the fact that deuterium oxide has a much less moderating effect on fission neutrons than ordinary water because of its heavier atomic structure and therefore further decreases the proportion of total moderation provided by the coolant-moderator.
The foregoing description has been given only for the purpose of understanding the principles of the invention. It is therefore understood that the invention is not limited to the embodiments described and that modifications can be made thereto without departing from its scope.