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Perfectionnements aux réacteurs nucléaires et à un procédé pour les conduire.
La présente invention concerne des réacteurs nucléaires dans lesquels une matière subit une fission sous une irradiation par des neutrons rapides.
Quoiqu'une matière fertile puisse être transformée en matière fissile dans un réacteur thermique dans lequel la fission de la matière N'effectue sous une irradiation par des neutrons à faible énergie, on peut s'attendre à une transformation plus effi- caca de la Matière fertile en matière fissile dans un réacteur à neutrons rapides dans lequel la fission de la matière s'effectue
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sous une irradiation par des neutrons à haute énergie, Les r6ac- . tours à neutrons rapides conviennent par conséquent le mieux pour réaliser des réacteurs régénéra tours. La conduite des réacteurs à neutrons rapide est cependant difficile.
De plus, par suite de considérations de sécurité toiles que le fait qu'on ne dispose
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pas des barres de Qonando nécessaires pour absorber effieaoeaent l'vxoès do neutrons rapides produit par une quantité do combustible initialement suffisante dans un noyau pour lui garantir une longé. vite prolonge, les noyaux des réacteurs à neutrons rapides ont une courte durée de vie.
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La conaande de réacteurs à neutrons rapides dépend souvent de systèmes de eocuande complexes tels que des réflecteurs mobiles, des barres de cocuande ou des 616monts combustibles mobiles pour réaliser les variations de réactivité désirées. L'utilisation de tels organes mobiles dans le noyau du réacteur augmente le prix de revient et la complexité du réacteur. De plus, ils créent
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dans le réacteur des orbites de puissance indésirables dues en partie à la répartition inégale du combustible dans le noyau ou aux poisons
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des barres de cox.aando présents dans le noyau.
On sait que ces crêtes de puissance sont peu souhaitables par suite des poussées de température et de flux thermique résultantes dans le noyau et, puisque les réacteurs doivent être conduits de manière que la tem-
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pérature .:.ax1mum de la gaine du combustible dans le noyau soit maintenue dans des limites de sécurité la température moyenne et
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la densité de puissance soyenne du noyau utilisant ces 11.tteJ de cosmsnde tendent à rester faibles.
Dans des réacteurs à neutrons rapides, il semble impossible d'utiliser un fluide quelconque autre que des métaux liquides
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conrèt agent de retroid1$ent dans le noyau. En effet, les autres fluides ont un pouvoir modérateur trop élevé, absorbent trop de neutrons ou ne foraent pas des agents de refroidissement suffisais- ment bons pour extraire la puissance, par unité de valuae du noyau, nécessaire pour une économie satisfaisante. Cela étant, les réacteurs
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à neutrons rapides connus utilisent comme liquide de refroidisse- ment des métaux tels que du sodium liquide dont l'effet modérateur dans le noyau du réacteur est relativement faible.
Quoiqu'on ait rencontré un certain succès, de nombreux problèmes inhérents à l'utilisation de ces matières se sont posés, entre autres la néces- sité d'empêcher toute fuite d'agent de refroidissement du système du réacteur* Lorsqu'on utilise du sodium liquide cornue agent de refroidissement, il faut prévoir un circuit d'agent de refroidi..,. ment intermédiaire pour transmettre la chaleur du réacteur, du sodium à de la vapeur qui peut alors être utilisé dans un turbogénérateur classique. Ce circuit intermédiaire doit =pécher toute réaction chimique possible qui pourrait autrement se produire si une fuite se développait entre le sodium liquide et l'eau.
La matière la plus courante utilisée dans ces circuits intermédiaires est un alliage eutectique de sodium et de potassium (NaK). L'utilisation d'un circuit intermédiaire augmente la complexité et le prix de revient du système du réacteur.
La présente invention a pour but de procurer un procède de conduite pour un recteur à neutrons rapides permettant d'éviter ou de surmonter la plupart ou toutes les difficultés qui précèdent.
La présente invention comprend un procède pour conduire- un réacteur nucléaire comportant un réflecteur de neutrons et com- prenant une matière fissile sous una irradiation par des neutrons rapides, suivant lequel on introduit un fluide modérateur compres- sible dans le noyau de manière à diminuer les fuites de neutrons au point d'amener le réacteur à l'état critique, la majeure partie de la fission s'opérant sous l'influence des neutrons rapides.. et on commande ensuite la réactivité en modifiant la modération effec- tuée par le fluide dans le noyau.
L'invention comprend également un procède pour conduire un réacteur nucléaire comportant un réflecteur de neutrons et com- prenant une matière fissile sous une irradiation pur des neutrons ra-
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pides, suivant lequel on introduit un fluide modérateur compressible dans le noyau de manièrc à diminuer les fuites de neutrons au point d'amener le réacteur à l'état critique, la Majeure partie de la
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fission s'opérant sous l'influence des neutrons rapides, et on cota- pense ensuite une tendance à la diminution de la relativité en codifiant la nature ou le caractère du fluide modérateur pour
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augmenter cor4v*nabl*.:.ont la lt.oc1'rD.t1on effectuée par la fluide dans le noyau.
L'invention comprend également un procède pour conduire un recteur nucléaire comportant un réflecteur de neutrons et comprenant une matière fissile sous une irradiation par des neutrons rapides, suivant lequel on introduit un fluide Modérateur compressi- ble dans le noyau de manière a diminuer les fuites de neutrons au point d'amener le réacteur & l'état critique, la majeure partie de la fission s'opérant sous l'influence des neutrons rapides,
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puis on compense une tendance à la diminution de la r6liotivit6 en modifiant la nature ou le caractère du fluide modérateur pour augmenter convenablement la modération effectuée par le fluide
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dans le noyau tout en exerçant une aaruaa.nds de la rdf&oU '11 té qui règle le rÓg1.ne du réacteur en Modifiant la densité du fluide.
L'invention comprend égaleront un procédé pour conduire un réacteur nucléaire comportant un réflecteur de neutrons et
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comprenant une matière fissile cours une irradiation par des neu- trons rapides, suivant lequel on refroidit le noyau en faisant
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passer dans le noyau un m4l&nge d'eau lourde, d'eau légère et de vapeur qui diminue les fuites de manlére à amener le réacteur l'état critique, la majeure partie de la fission se produisant sous l'influence des neutrons rapides,et on compense une tendance
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de la rÓ&ot1v1té à diminuer en augmentant Io rapport de la vapeur d'eau ordinaire à la vapeur d'eau lourde dans le mélange de vapeurs tout en exerçant une commande de la réactivité qui règle le régime du
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réacteur en modifiant la densité du Liélenec de vapeurs.
L'invention comprend en outra un réacteur nucléaire coapor-
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tant un réflecteur de neutrons et comprenant une ma t1r. fissile sous une irradiation par des neutrons rapides et p1ao'. en présence d'une quantité suffisante de fluide modérateur compressible dans
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le noyau pour forcer una matoc critique, la majeure partit de la fission s'opérant tous l'1ntluenoo des neutrons rapides, et un dispositif étant prévu pour édifier la capacité du fluide à modérer le noyau.
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L'invention comprend également un r6aataur nucléaire comportant un réflecteur de neutrons et comprenant une m&t1r. fissile sous une irradiation par des neutrons rapides et placée en présence d'une quantité suffisante de fluide aérateur com pressible dans le noyau pour forcer une casse critique, la majeure partie de la fission s'opérant sous l'influence de neutrons rapide 8, et comprenant une couverture qui entoure le noyau contenant la attire fertile, un dispositif pour faire passer le fluide mode- . rateur dans le noyau pour refroidir le noyau après avoir traversé la couverture pour la refroidir et un dispositif pour codifier la
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capacité du fluides modérer le noyau.
L'invention sera décrite ci-aprbot à titre d'exemple, avec référence au dessin annexa dans lequel la Fig'l est une coupe verticale schématique d'un réacteur
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à neutrons rapides et d'un circuit de circulation d'agent de :.tro1d1Ist-od&rttour pour ce réacteur ; et la Fig.2 représente des courbes graphiques auxquelles on se référera à des fins explicatives.
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Sur la '! ,.x du dessin, un rÓacteur 1 neutrons rapides 10 est logé dans une cuve à pression appropriée 12 représentée, partie en coupe, sous la force d'une cuve à pression cylindrique
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verticale allongée comportant des organes de fermeture d/'xtr41t' supérieur et inférieur 14 et 16, l'organe d'extrémité supérieur 16 étant attacha de façon amovible à la cuve par un joint à bridas 18.
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La noyau 20 du réacteur contient de la matière fissile et de la chatière fertile en éléments fixes (non représentés) et est
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oontruit et agence de n'import. quelle façon appropriée connue, mais
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il est important qu'il y ait de bonnes caractéristiquef de trans- mission de la chaleur vers le fluide de r.tro:141..uen;, comme dé- crit en détail ci-après. Une couverture de noyau 22 qui entoure le noyau 20 lat'rale::l81 t peut également être traversée par une cir- culation d'agent de refroidissement et un réflecteur de neutrons 24 contient une matière fertile et entoure latéralement la couvertu- re.
Des entrées de fluide de refroidissement 26 sont prévues dans l'organe de fermeture inférieur 14 de la cuve à Pression et .'OU- vrent dans un espace dans cette cuve d'où datent de refroidisse- ment peut pénétrer directement dans la couverture 22 pour la tra- verser vers le haut.
Un moyen tel qu'une chicane déflectrice d'agent de refroidissement 28 est placé au-dessus du noyau et de
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la couverture pour faciliter le renversement de la circuit tion de l'agent de refroidissement qui, après être sorti de la couverture dans laquelle il circule vers le haut, pénètre dans le noyau dans
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lequel il redescend , après quoi il sort de la cuve a pression par la sortie d'agent de refroidissement 30 également prévue dans l'or-
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ganse de fermeture inférieur de la cuve h pression* A partir de la sortit 30, l'agent de rerro1d1s8ent paaee par une conduite de sortie 32 vers un échangeur de chaleur 34 dans lequel il abandonne une partie de sa chaleur par transmission de chaleur indirecte à
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un fluide de refroidissement secondaire qui est aitoné à un point d'utilisation,
par exemple un point de transformation, par passage
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dans une turbine, de la puissance représentée par la chaleur écran- gée dans 1.dclaneur de chaleur. L'agent de refroidissement pri- maire est renvoyé de l'échangeur de chaleur 34 au réacteur par une conduite 36 au moyen d'une pompe 38.
Les éléments fixes du noyau peuvent tous être des cimenta d'un type bien connu et contiennent des aiguilles de combustible
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contenant chacune une matière fissile telle que du U-2".. Pu-239,
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U-233, capable de subir une fission sous l'influence des neutrons rapide, ou un mélange de ces matières avec de la Matière fertile telle que du U-238 ou du Th-232 capable de capturer des neutrons pour former du Pu-239 ou du U-233, respectivement.
Suivant des principes bien connus, ces éléments combustibles sont disposés de manière à former une masse critique de matière fissile ou une masse suffisante en quantité, en tenant compte de la géométrie et des autres facteurs nécessaires pour assurer la continuation de la réaction de fission en chaîne nécessaire pour le fonctionnement du réacteur, la majeure partie des fissions ayant lieu sous l'influence des neutrons rapides.
La couverture du noyau comprend un montage d'éléments fixes semblables aux éléments combustibles du noyau mais contenant une matière fertile. Les éléments de la couverture contiennent éventuellement aussi une matière fissile faiblement concentrée telle que la matière présente dans de l'uranium naturel ou de l'ura- nium épuisé. Comme la couverture est soumise à une irradiation neu-
Ironique pendant le fonctionnement du réacteur une certaine pro- portion de la matière fertile est transformée en matière fissile, dont une partie qui subit la fission contribue à la puissance four- nie par le réacteur.
Bien entendu, les éléments combustibles du noyau peuvent contenir de la matière de couverture vers leurs extré- mités de sorte que le noyau est en fait entoura par une couverture à ses extraites supérieure et intérieur. ainsi que latéralement.
On envisage d'obtenir des rapports de régénération dépassant 1,3 impliquant une transformation de Th-232 en U-233 ou de U-238 en Pu-239.
Le réflecteur entourant le noyau et la couverture est forai de matière à faible pouvoir d'absorption de neutrons telle que du nickel ou de l'acier inoxydable et sort 4 renvoyer vers le noyau et vers la couverture une certaine proportion des neutrons qui se déplacent vers l'extérieur depuis le noyau et la couverture. Bien
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entendu, un réflecteur peut être prévu pour favoriser la réflexion vers le bas des neutrons qui montent rapidement depuis le noyau et la couverture et pour favoriser la réflexion vers le haut des neu- trons qui descendent rapidement du noyau et de la couverture, la matière de ce réflecteur étant disposée de manière à ne pas gêner la circulation du fluide de refroidissement dans le noyau et la couverture.
Le circuit d'agent de refroidissement du réacteur est pourvu d'une conduite d'alimentation 40 comportant une valve de mesure du débit 42 et raccordée au circuit en amont de la pompe
38. Un* conduite d'extraction 44 comportant un dispositif de mesure du débit 46 est également prévue et raccordée à la conduite do or- tie 32.
Les dispositifs de mesure 42 et 46 peuvent être de tout type convenant à cet effet et peuvent comprendre des valves de me- sure ou des pompes volumétriques, mais il faut que ces dispositifs soient capables de transférer avec précision des quantités prédé- terminées de fluide de refroidissement dans le circuit du fluide de refroidissement ou hors de ce dernier suivant les besoins, pour exercer une variation bien réglée de la quantité totalo du fluide de refroidissement circulant dans le circuit à des fins qui appa- rattront ci-après.
Une conduite d'échappement 48 dans l'organe de fermeture supérieur 16 du réacteur, munie d'une valve de sûreté 50 qui peut être actionnée à la main ou automatiquement suivant ce que les con- ditions exigent, est prévue pour permettre au fluide de refroidis.. sesent de séchapper du réacteur dans un récepteur à basse pression (non représente).
L'agencement est tel qu'en cas d'absence du fluide de refroi- dissement, l'énergie neutronique moyenne dans le noyau est si él@- vée que, par suite des fuites de neutrons élevées d'une manière correspondante du noyau, le réacteur ne peut pas être critique
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tandis que si du fluide de rot'roid1uemc.'l t ut présent, pourvu. quo oe fluide possède des caractéristiques de modération appropriées, le noyau peut Mra rendu critique en assurant la présence dpu.1-0 quan- titré suffisent do fluide do, refroidissement, le fluide do ra- trQ1diBSemen t dans le noyau diminue l'énergie neutronique moyenne dans le noyau et d'une manière correspondante les fuites de neutrons du noyau.
Le fluide de refroidissement, afin de modérer les neutrons,
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peut être un fluide contenant des atomes d'hydrogène et de deuté- rium. Le réacteur est destiné à être commande en modifiant con-
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vanab7.xant la modération et, à cet effet, la concentration des atomes modérateurs dans le noyau peut être modifiée par exemple on modifiant la densité du fluide de refroidissement ou la quan- tité relative dans le fluide de refroidissement d'un élément de mélange contenant des atomes modérateurs, l'un ou l'autre élément de mélange étant par exemple un gaz inerte , et/ou la modération peut être Modifiée en faisant varier les quantités relatives dans le noyau des deux sortes d'atomes modérateurs,
par exemple de l'hy-
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drogène et du dcutriu.3. Afin d'améliorer le pouvoir de commande et afin de pouvoir suivre les variations de la charge, on choisit le fluide de refroidissement et ses conditions de travail de fa- çon que sa densité change notablement avec la chaleur qu'elle contient ou l'onthalpie.
Un fluide de refroidissaient en phase unique formant un
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fluide aodérfcteur compressible capable de subir des variations de densité substantielles en étant plus ou coins chauffe compran.1 par exemple de l'eau à une pression proche de la pression critiqua
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ou supérieure à celle-ci, ou dw la vapeur surchauffée ou sur criti- que, Dos fluides de refroidissement contentait des a saie :o4drattur. foraes par des isotopes d'hydrogène (hydrogène, dout6riuz) compren- nent de l'eau ordinaire (H20) , de l'eau lourde (DO) , des hydrocarbures gazeux, de l'hydrogène libre ou des combinaisons do ces
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matîbros les unes avec les autres ou avec d'autres gaz compatibles.
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Par exemple, des mélanges variés d'eau lourde et d'eau ordinaire sous forme de vapeur, de préférence de vapeur suroritique, peuvent être avantageusement utilisés comme fluide de refroidissement et pour commander le réacteur à neutrons rapides
Lorsqu'on utilise de la vapeur à haute pression et à haute température cornue fluide de refroidissement dans le réacteur à neutrons rapides, les fuites de neutrons du noyau sont trop élevées pour pouvoir amener le réacteur à l'état critique lorsque la vapeur en est absente.
Lorsqu'on introduit de la vapeur ayant une densité appropriée et un rapport vapeur d'eau lourde!vapeur d'eau ordinaire approprié égalaient,.par exemple d'environ 5,8 livres/pied cube (0,093 g/cm3) et 85% de D20 et 15% de H2O en poids, le spectre d'énergie neutronique dans le noyau ou la courbe de répartition des neutrons présents dans leurs gammes d'énergies unitaires différentes respectives devient tel que les fuites de neutrons sont suffisaient diminuées pour permettre au réacteur d' atteindre l'état critique.
En modifiant convenablement la densité de la vapeur et le rapport vapeur de D2O: vapeur de H2O dans la vapeur de refroidissement contenue dans le noyau du réacteur, il est possible respectivement de réaliser les actions de commande temporaires telles que celles éventuellement nécessaires pour passer d'un état de charge régulière à un autre état de charge régulière et d'établir le degré de base de modération nécessaire pour tenir compte de la quantité de combustible prévue pour le début des opé- rations,
qui est suffisante pour donner au réacteur la longévité voulue et qui est nécessaire pour maintenir l'état critique en dé- pit des pertes par consommation d'une certaine fraction de cette quantité de combustible initiale et en dépit des poisons des pro- duits de fission; dans le cas où une accumulation de combustible, due à une transformation de la .salière fissile en matière fertile, diminue les poisons des produits de fission et tend à augmenter la réactivité, l'accroissement de la réactivité peut être supprimé.
Ainsi, lorsque le réacteur est initialement mis en marche, et con-
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tient une Quantité relativement Importante de matière fissile et une quantité faible correspondante de matière absorbant les neutrons ou poison, un ralentissement relativement faible ou une modération des n outrons rout être nécessaire pour atteindre l'état critique.
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Cela 'tant, de la vapeur de 0 A une pression d'environ 3500 livrais pouce carré (246 kg/ca2 ) at une tapera turc moyenne d'environ 900rop (48200) et contenant environ 20% de F30 par volume$ peut être utilisée pendant le tonotJ.onne#ent initial cornue fluide de refroidis- sèment dont la densité est modifiée lorsqu'on règle le régime du réacteur.
On peut introduire cette vapeur dans le noyau du réacteur
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environ à 750<'F (399 C) et à 3500 livres/pouce carré (246 kg/ca2) et la vapeur quitte le réacteur à environ 10500P (566*C) et 3400 livres/pouce carré (239 lsg/oa2) en ayant une densité moyenne d'environ 7,00 livres/pied cube (0,11 &1=3)* A mesure que le temps passe pendant que le réacteur fonctionna, la quantité de combustible contenu dans le noyau diminue d'une Manière générale, certainement dans les cas où le rapport de conversion du noyau est inférieur à l'unité.
Cette circonstance* combinée avec l'effet des poisons des produits de fission qui font leur apparition, exige le maintien de l'état critique en travaillant avec un spectre neutronique conve-
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. nabi sa en t modifia et, à cet effet, le rapport vapeur de 820 vapeur de D2 0 dans le fluide de refroidissement du noyau est aorivsr.blamant accru tandis que la densité est Modifiée pour le réglage, par exemple de la m.a façon qu'on règle le régime. Ce procède de couàande, en d'autres termes, consiste à Modifier la densité pour régler le réac- teur, c'est-à-dire pour des variations do réactivité à court torse,
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et à codifier le rapport H0/DZ!? pour un réglage de base ou pour modifier la réactivité à long terme.
En variante, le réglage de base peut également être effectué en modifiant la densité de la vapeur de refroidissement.
L'analyse montre que le système peut suivre rapidement des variations de demande de charge, en particulier au point que
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le fluide de refroidissement est capable de subir de notables va-
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riations de densité suivant qu'il est plus ou fA01n. chauffe.
Lors de la mise en marche, on amène le réacteur et les circuits associés à une température de travail en équilibre, par
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exemple en chauffant un aélange de vapeurs de 1)2 et H20 à basse pression par des dispositifs non représentes et en le faisant circuler dans le circuit d'agent de refroidissement primaire* Lorsqu'on atteint la température de travail, on introduit un supplantent
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de mélange de vapeurs D20s!:t20 dans le circuit jusqu'à ce que la quantité de vapeur totale en circuit soit suffisante pour procurer une densité d'agent de refroidis sèment dans le noyau du réacteur assurant l'obtention de l'état critique et l'amorçage d'une réaction de fission en chaîne auto-entretenue.
Lorsque la quantité de mé-
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lange de vapeurs est auguentée à partir de conditions régulières, le niveau de puissance du réacteur commence à montar, Au contraire lorsque la quantité de mélange de vapeurs est diminuée à partir de
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conditions régulières, le niveau de puissance du réacteur aa.a.uenoo à descendre. Le régime du réacteur est ainsi amené au niveau de fonctionnes ait normal et on le maintient à et niveau normal en modifiant convenablement la quantité do vapeur qui régit la densité de la vapeur dans le noyau. Si, on fonctionnement, la charge du système augmente, la température du fluide de refroidissement qui sort de l'échangeur de chaleur 34 par la conduite 36 diminue, ce qui diminue la température de l'agent de refroidissement entrant dans
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le noyau 20 du réacteur.
Le fluide de refroidissaient, à une tompd. rature inférieure à la normale, fait simplement partie du circuit d'agent de refroidissement et le fluide de refroidissement à une température diminuée qui pénètre dans le noyau du réacteur est donc à une densité supérieure à la normale et la puissance du réacteur commence donc à augmenter. Au contraire, si la charge du système est diminuée, la puissance du réacteur commence à descendre lorsque le fluide de refroidissement plus chaud et moins dense an provenan-
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ce de l'échangeur de chaleur 34 pénètre dans le noyau, Le systloe , tend donc assister les premières opérations du dispositif de oOlnll1ande éventuellement prévu pour superviser les opérations.
Bien en tendu, ce dispositif de cOIA,Janc1. doit assurer un débit ap- proprié de l'agent de refroidissement pour #adapter à chaque ni- veau de puissance du système de sorte que les températures de l'agent de refroidissement dans différentes parties du système res-
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tent dans des gaes fixées.
Bien entendu, la commande du système pour passer d'un fonotiOtmeBent régulier à une charge à un fono- ' tionnetaent régulier à une autre charge nécessite en général des variations de la quantité d'agent de refroidissement ou du rapport
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D2 O/H20 dans l'agent de refroidissement afin de surmonter des facteurs tels que la tendance de la réD.ct1v1-cé il être différente lorsque les conditions de température dans le noyau sous la nou- velle charge ne sont pas identiques aux conditions de température sous la 'vieille charge et afin que l'agent de refroidissement se-
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condaire puisse être débité par l'6ohaneur de chaleur 34 à la même pression et h la Zama température.
Afin de codifier la capacité de commande du fluide de retro1d1olQQent pendant toute la vie utile du réacteur pour compenser les variations de la quantité de combustible et de la quantité de poisons présents dans les produits de fission , on peut introduire de la vapeur d'eau ordinaire (H20) dans le circuit au moyen du dis- positif de mesure 42 par la conduite 40. En même temps, on évacue une quantité équivalente do fluide de refroidissement du système par le dispositif de mesure 46 et la conduite 44. La quantité totale
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de fluide dans le système du réacteur reste ainsi la 1t.
mais la capacité de modération ou de ralentissement du fluide est accrue par suite du pouvoir de ralentissement accru de l'hydrogène normal
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par rapport au deutérlum. Cependant, il est 1 remarquer que si on désire modifier la capacité de commande sans modifier le rapport
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H2O/D2O,on introduit une quantité approprier d'agent de refroidi.. sement présentant le dit rapport H2O/D2O dans le circuit ou on le soutire de ce dernier.
Si on désire fermer le réacteur, on évacue l'agent de re- froidissement au moyen du dispositif de mesure 46 pour assurer que le noyau devienne-et reste sous-critique. On maintient la cir- culation du fluide de refroidissement après fermeture du réacteur afin que le fluide de refroidissement restant dans le circuit puisse évacuer toute chaleur de désintégration produite dans le noyau du réacteur
Si.. en cas d'urgence, le noyau doit être immédiatement fermé, il faut ouvrir la valve de décompression 50 et laisser s'é- chapper le fluide de refroidissement dans le récepteur 1 basse pression mentionné plus haut ;
cette action diminue immédiatement la concentration d'isotope d'hydrogène dans le noyau dans une très large mesure de sorte que la réaction en chaîne ,'éteint rapidement
La dite concentration subit une forte diminution puisque, dans la vapeur de refroidissement, des variations de densité significatives se produisent pour des variations de pression relativement faibles
Cette commande n'est pas possible dans des réacteurs où l'agent @ de refroidissement est toujours liquide et est en outre caractérise en ce qu'il est capable de subir de faibles variations de densité seulement avec de notables variations de pression.
Dans un réacteur à eau sous pression normal, la variation de la pression du fluide de refroidissement résultait de l'ouverture d'une valve de sûreté n'arrive pas à produire de variation suffisante dans la densité de l'agent de refroidisement pour procurer une commande efficace du type et de la grandeur envisagés.
Cette commande n'est pas pos- sible dans des réacteurs à eau bouillante puisque la variation de pression effectuée parla mise à l'échappement ne diminue pas forte- ment la densité de la totalité du fluide modérateur mais fait sim- ple:cent passer instantanément une fraction du fluide à l'état de vapeur en laissant du liquide dans le noyau en une quantité suffi- sante pour effectuer une modération neutronique substantielle.
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En utilisant le procédé de commande décrit, il est possible, d'obtenir des profils de puissance plus favorables dans le noyau du réacteur s'il se trouve une région du noyau dans laquelle le déga- gement de chaleur est supérieur, la température du fluide de refroi- dissement dans cette partie est augmentée, sa densité est diminuée et la réactivité de cette région du noyau est moindre tandis que la densité de la puissance dans cette région est diminuée .
De plus, puisque la densité moyenne du fluide de refroidissement qui pénètre dans le noyau du réacteur est augmentée par suite de sa température initiale moins élevée, la crête de la courbe de puissance est plus proche de son extrémité d'entrée du fluide de refroidissement que de son extrémité de sortie du fluide de refroidissement et, par conséquent, on peut obtenir des rapports plus élevés entre la température moyenne des aiguilles de combustible et la température. maximum de celles-ci.
Le noyau du réacteur contient des neutrons ayant une large garnie d'énergies. Sur la Fig.2 où les nombres de neutrons qui possèdent des énergies situées dans des gammes étales sont reportés longitudinalement en regard des énergies doyennes, dimi- nuant de gauche à droit., de ces gammes, le spectre neutronique résultant de l'utilisation de vapeur d'eau lourde comme fluide de refroidissement est représenté par la trace 52 qui uontre que pres que tous les neutrons existent dans la gamme d'énergies rapides, c'est-à-dire au-dessus de 5 x 10 électrons volts.
La trace 54 montre que, dans un tel réacteur à neutrons rapides utilisant de la vapeur d'eau ordinaire cornue fluide de refroidissement, alors que la Majorité des neutrons existent dans la gamme d'énergies ra- pides il, y a aussi un nombre de neutrons intéressant dans les gammes intermédiaire et thermique. Cela étant, si la vapeur d'eau lourde est de plus en plus diluée avec de la vapeur d'eau ordinaire, puisque les neutrons à faible énergie présentent des probabilité de fuite moindre que les neutrons & haute énergie, les fuites de neutrons du noyau sont diminuées.
Des considérations semblables s'appliquent
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à la variation du spectre provoquée en augmentant la densité de la vapeur sans modifier le rapport H2O/D2O. Bien entendu, les va- riations du spectre modifient également l'énergie moyenne des neutrons qui produisent la fission ainsi que le rapport entre les fixions et les absorptions de matière fertile.
Suivant l'invention , en utilisant le procède décrit pour conduire un réacteur régénérateur à neutrons rapides et, corne le permet ce procédé, en commençant @ travailler avec une quantité de combuztible relativement importante, on peut grâce à cette grande quantité et à l'excès de réactivité . obtenir le rapport de conversion de la matière fertile en matière fissile par des irra- diations doyennes du combustible dépassant 100.000 MWD/tonne.
Afin que les opérations d'entretien du réacteur, par exemple le chargeait ou le déchargement puissent être réalisées pendant que le réacteur est rempli de liquide qui sert de protec- tion, on peut incorporer dans la construction du réacteur des barres de commande qui doivent être enfoncées à fond dans le noyau du réacteur pendant le programme d'entretien ou complètement retirées pendant son fonctionnement norme. Cette utilisation limités des barres de commande est possible puisque la commande de réactivité pendant le fonctionnement est comme décrit, effectuée par d'autres moyens que des barres de commande.
Ainsi, les barres de commande ne doivent être utilisées que pour maintenir le réacteur sons- critique pendant l'entretien, lorsqu'il est rempli de liquide dont le pouvoir modérateur neutronique aurait autrement pour effet d'amener le réacteur à l'état critique.
Le tableau suivant donne des détails du réacteur fonction- nant suivant les procèdes indiqués.
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:r,t.EAUr.
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<tb> puissance <SEP> du <SEP> réacteur <SEP> 2352 <SEP> MW <SEP> de <SEP> chaleur
<tb>
<tb> Rendement <SEP> net <SEP> de <SEP> la <SEP> centrale <SEP> 1000 <SEP> MW <SEP> (e)
<tb>
<tb> pression <SEP> de <SEP> réglage <SEP> de <SEP> la <SEP> turbine <SEP> 240 <SEP> livres/pouce <SEP> carré
<tb> (17 <SEP> kg/cm2).
<tb>
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Température de réglage de la turbine .OOa4F (53800)
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<tb> Température <SEP> de <SEP> réchauffage <SEP> de <SEP> la
<tb>
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vapeur 100007 (538 C)
EMI17.6
<tb> Charge <SEP> de <SEP> U-233 <SEP> (initiale) <SEP> 2490 <SEP> kg
<tb>
<tb> Charge <SEP> de <SEP> thorium <SEP> 232 <SEP> (Initiale) <SEP> 22.400 <SEP> kg
<tb>
<tb> Agent <SEP> de <SEP> refroidissement <SEP> du <SEP> réacteur <SEP> vapeur
<tb>
EMI17.7
Débit de ragent de refroidissement :
r.3.5a0.a0 livres/heure #UO. 650.000 k/h) Température d'entrée du réacteur 7500? (3999e)
EMI17.8
<tb> Pression <SEP> d'entrée <SEP> dans <SEP> le <SEP> réacteur <SEP> 3500 <SEP> livres/pouce <SEP> carré
<tb>
<tb> (246 <SEP> kg/cm2)
<tb>
EMI17.9
Température de sortie du réacteur 1050<'F (56b Cj.
EMI17.10
<tb> Pression <SEP> de <SEP> sortie <SEP> du <SEP> réacteur <SEP> 3400 <SEP> livres/pouce <SEP> carré
<tb> (239 <SEP> kg/cm2)
<tb>
<tb> Densité <SEP> de <SEP> la <SEP> vapeur <SEP> d'entrée <SEP> 9,55 <SEP> livres/pied <SEP> cube
<tb> (153 <SEP> kg/m3)
<tb>
<tb> Densité <SEP> de <SEP> la <SEP> vapeur <SEP> do <SEP> sortie <SEP> 4 <SEP> 44 <SEP> livres/pied <SEP> cube
<tb>
EMI17.11
(71,5 kg/m3
EMI17.12
<tb> Teneur <SEP> de <SEP> D2O <SEP> dans <SEP> l'agent <SEP> de
<tb>
EMI17.13
refroidissement
EMI17.14
<tb> au <SEP> début <SEP> de <SEP> la <SEP> vie <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 70%
<tb>
<tb> à <SEP> la <SEP> fin <SEP> de <SEP> la <SEP> vie <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 30.
<tb>
<tb> puissance <SEP> spécifique <SEP> fournie <SEP> 0,401 <SEP> MWs/kg <SEP> 0-233
<tb>
<tb> Vie <SEP> du <SEP> noyau <SEP> (minimum)
<SEP> 400 <SEP> jours
<tb>
<tb> Irradiation <SEP> moyenne <SEP> du <SEP> combustible <SEP> 37,320 <SEP> MWD/tonne <SEP> UO2
<tb>
<tb> Rapport <SEP> ou <SEP> facteur <SEP> de <SEP> conversion
<tb> totale <SEP> initial <SEP> 1,27
<tb>
<tb> Chaleur <SEP> absorbée <SEP> par <SEP> l'agent <SEP> de
<tb>
EMI17.15
rei'roiais3oaent au début de la vie du
EMI17.16
<tb> noyau
<tb>
<tb> dans <SEP> le <SEP> noyau <SEP> 95%
<tb>
<tb> dans <SEP> la <SEP> couverture
<tb>
<Desc/Clms Page number 18>
EMI18.1
<tb> Chaleur <SEP> absorbée <SEP> par <SEP> l'agent <SEP> de <SEP> refroi-
<tb>
<tb>
<tb> dissement <SEP> à <SEP> la <SEP> fin <SEP> de <SEP> .La.
<SEP> vid <SEP> au <SEP> noyau
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> dans <SEP> le <SEP> noyau <SEP> 85%
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> dans <SEP> la <SEP> couverture <SEP> 15%
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Gainage <SEP> des <SEP> aieuilles <SEP> de <SEP> combusti-
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> ble <SEP> du <SEP> noyau, <SEP> acier <SEP> inoxydable <SEP> Type <SEP> 316
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Surface <SEP> de <SEP> transmission <SEP> de <SEP> chaleur
<tb>
<tb>
<tb> de <SEP> noyau <SEP> tra, <SEP> usaixx.axi <SEP> aha.
<SEP> lxur <SEP> 28.637 <SEP> pieds <SEP> carres
<tb>
<tb>
<tb> (2660 <SEP> m2)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Flux <SEP> thermique <SEP> moyen <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 263.410 <SEP> Btu/pied <SEP> carre/
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> heure <SEP> (711 <SEP> 000kcal/m <SEP> 2
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Flux <SEP> thermique <SEP> de <SEP> pointe <SEP> 671.000 <SEP> Btu/pied <SEP> carré/
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> heure <SEP> (1.812.000 <SEP> kcal/m2
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Rapport <SEP> de <SEP> la <SEP> puissance <SEP> de <SEP> pointe <SEP> à
<tb>
<tb>
<tb> la <SEP> puissance <SEP> moyenne <SEP> 2,55
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Nombre <SEP> d'aiguilles <SEP> combustibles <SEP> 78,
115
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Diamètre <SEP> intérieur <SEP> de <SEP> la <SEP> cuve <SEP> à <SEP>
<tb>
<tb>
<tb> pression <SEP> 150 <SEP> pouces <SEP> (3,8 <SEP> m)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Diamètre <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 72,0 <SEP> pouces <SEP> (1,83 <SEP> m)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Hauteur <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 84,0 <SEP> pouces <SEP> (2,13 <SEP> m)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Epaisseur <SEP> de <SEP> la <SEP> couverture, <SEP> côtés <SEP> 17,5 <SEP> pouces <SEP> (44,5 <SEP> cm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Epaisseur <SEP> de <SEP> la <SEP> couverture
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> en <SEP> haut <SEP> et <SEP> en <SEP> bas <SEP> 17,5 <SEP> pouces <SEP> (44,5 <SEP> cm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Ecartèrent <SEP> des <SEP> aiguilles <SEP> de <SEP> com-
<tb>
<tb>
<tb> bustible <SEP> du <SEP> noyau <SEP> (écartèrent
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> triangulaire) <SEP> 0,250 <SEP> pouce <SEP> (6,35 <SEP> mm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Diamètre <SEP> extérieur <SEP> des <SEP> aiguilles <SEP> de
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> combustible <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 0,200 <SEP> pouce <SEP> (5 <SEP> mm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Daimètre <SEP> intérieur <SEP> des <SEP> aiguilles <SEP> de
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> combustible <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 0,184 <SEP> pouce <SEP> (4,7 <SEP> mm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Epaisseur <SEP> du <SEP> gainage <SEP> des <SEP> aiguilles <SEP> de
<tb>
<tb>
<tb> combustible <SEP> du <SEP> noyau <SEP> 0,008 <SEP> pouce <SEP> (0,2 <SEP> mm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Epaisseur <SEP> du <SEP> réflecteur <SEP> latéral <SEP> 3 <SEP> pouces <SEP> (7,6 <SEP> cm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Epaisseur <SEP> ces <SEP> réflecteurs <SEP> supérieur
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> et <SEP> inférieur <SEP> équivalents <SEP> 3 <SEP> pouces <SEP> (7,6 <SEP> cm)
<tb>
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> Matière <SEP> du <SEP> réflecteur <SEP> acier <SEP> inoxydable <SEP> Type <SEP> 304.
<tb>
<Desc/Clms Page number 19>
EMI19.1
lACTO8. ,ur ,
EMI19.2
<tb> Matière <SEP> Noyau <SEP> Côté <SEP> de <SEP> la <SEP> Dessus <SEP> de <SEP> la <SEP> Dessous <SEP> de
<tb>
<tb>
<tb>
<tb> couverture <SEP> couverture <SEP> la <SEP> cou-
<tb>
<tb>
<tb> verture
<tb>
EMI19.3
U02.h02 0,493. ..
- ! hQ2 - 0,651 0,491 0,491
EMI19.4
<tb> Gainage
<tb> (@8-304) <SEP> 0,094 <SEP> 0,101 <SEP> 0,101 <SEP> 0,101
<tb>
<tb> Vapeur <SEP> 0,415 <SEP> 0,248 <SEP> 0,415 <SEP> 0,415
<tb>
EMI19.5
ri"'" "'-1 1 yL
EMI19.6
<tb> 1,00000 <SEP> 1,00000 <SEP> 1,00000 <SEP> 1,00000
<tb>
EMI19.7
'tt1.at10n de vapeur à haute pression, par exemple de vapeur aurcritique pour refroidir et comiaïtder un réacteur permet de construire des noyaux de réacteur compacts capables de rendements énergétiques élevas par unité de volume du noyau, en utilisant des cuves à pression des dimensions couramment disponi.. bles.
On commande la réactivité en modifiant d'une façon déter-
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minée la densité do la vapeur, de préférence en réglant '1mand- Mont les rapport DO/HO pendant la vie utile du noyau. De plus, une commanda effectuée en positionnant les barres de commando qui
EMI19.9
constitue le procédé le plus eouraauuent utilisé est remplacée suivant le procéda décrit par un système de pompes volumétriques et de valves de sûreté dont la sensibilité peut être réglée avec précision, comme décrit plus haut, pour produire des variations déterminée de la réactivité en modifiant la quantité de vapeur
EMI19.10
contenue dans le circuit da réacteur et le rapport D20/H ,, .
1.es températures maxima à la surface des gaines d'aiguilles do combusti- ble peuvent être exceptionnellement basses par suite de l'absence de barres de commande dont la présence est susceptible de déformer
EMI19.11
le flux thermique de façon contraire jusqu0à produire la carao* téristique de puissance radiale relativement plane et, par suite du fait que la courbe relative à la puissance et à la distance axiale atteint son maximum plus près ae l'extrémité froide du noyau. Ces profils de puissance en combinaison avec l'efficacité élevée du circuit du réacteur et les caractéristiques thermiques
<Desc/Clms Page number 20>
excellentes de l'agent de refroidissement permettent une densité de puissance élevée.
Compara avec les montages de réacteur à neutrons rapides connus utilisant du sodium liquide comme agent de refroidissement, on peut obtenir une capacité de transport de chaleur comparable ou supérieure de l'agent de refroidissement lorsqu'on utilise de la vapeur surcritique au lieu de sodium liquide suivant la gamme de températures utilisée. Par exemple, si les températures d'en- trés et de sortie du réacteur sont respectivement de 710 et de
1050 F (377" et 566 C) respectivement, la vapeur suroritique peut éliminer approximativement 5,7 fois la quantité de chaleur éliminée par le sodium liquide pour la marne énergie de pompage dépensée.
De plus, puisque du deutérium à des densités inférieures à environ 8 livres/pied cube (108 kg/cm3) ne diffuse pas autant de neutrons que le sodium, le réacteur refroidi par de la vapeur sur critique peut fonctionner avec un spectre de vitesse de neutrons rapides permettant d'utiliser le cycle plutonium 239- uranium 238.
De plus, avec du sodium liquide qui n'exerce qu'un fai- ble effet modérateur et dont la densité ne varie que faiblement avec la température, les variations de température do l'agent de refroidissement n'affectent guère la réactivité et le sodium n'agit donc pas ae manière à améliorer les profils de puissance ou à assis- ter les dispositifs de commande pour leur permettre de suivre dos variations de charge connue c'est le cas avec'le recteur décrit, fonctionnant avec un agent de refroidissement modérateur compres- ribla sous forme de vapeur.
A la suite dos énergies neutroniques moyennes dévies, il est possible d'utiliser de l'acier inoxydable comme matériau de construction dans le noyau du réacteur, sans subir une perte de neutrons excessive. Cela est dû au fait que la plupart des sections d'absorption des neutrons par résonance de l'acier inoxydable sont inférieures à l'énergie moyenne des neutrons
<Desc/Clms Page number 21>
contenue dans le noyau du réacteur.
REVENDICATIONS.