BE647306A - - Google Patents

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Description

  

   <Desc/Clms Page number 1> 
 
 EMI1.1 
 



  Perl.ot1onnuent. aux r4aottur. r;n,4014IJ.re.. 
 EMI1.2 
 



  La pristhte invention et rapporte aux y<tet<urt nueldaires modérés par un liquida, par exemple de l'eau, dont l'b74rok1. ou le deutérium sort à etteotuer 1a aodérâtlon, t ocaprenant au moins une barre de commande munie d'un prolongement non fini* le ou .en.1blement non titelle, Dan. un tel rdtoteur, le rende- ment du noyau et la con.ot2m&t1on de eeabuatible sont 3. imitée par des orites locales de puissance dans loi (éléments conbuati- 

 <Desc/Clms Page number 2> 

   blés   du noyau et un but de l'invention est d'effectuer une ré-   duction   des crêtes de flux qui se produisent   normalement   lorsque la barre de commande est retirée d'un combustible relativement non irradie. 



   Dans un réacteur nucléaire du type indiqua, suivant la présente invention, la barra de commande et son prolongement      
 EMI2.1 
 sont cU.menI1onn.1 de façon à ménager entre la barre de commando at le matériau fissile, à la limite de l'espace dans lequel la barre de commande et le prolongement peuvent ta déplacer un interstice plus grand que l'1nt.rat1cI entre le prolongement et le matériau fissile à cette limita. 



  Afin que l'invention soit bien comprise, on et référera ci-après, a titre d'exemple, aux dessine partiellement schéma- tiques Annexa dans lesquels 
 EMI2.2 
 Yïgol *et une coupe transversale d'une partie d'un noyau de réacteur ; 
 EMI2.3 
 Fig.2 est une vue en perspective d'une barre de commande et du prolongement utilisés dans le noyau 
 EMI2.4 
 FIS  3 cet une représentation schématique de la réparti- tion   du   flux thermique dans une partie centrale du noyau du   réacteur;   et, 
 EMI2.5 
 Fi g. 4. est une coupe transversale d'une partie d'un autre noyau de réacteur. 



   Sur les   Fige-1   et 2, le noyau de réacteur 9 comprend un   réseau   carre   d'éléments     combustibles   11   maintenus écartés   par 
 EMI2.6 
 des supporte 13 barrant la circulation et s'étendant longitudia naleaent de manière à délimiter des interstices crueiforace 15 dans lesquels sont logées des barres de commande cruciformes 1176 La Figel ne montre que neuf de ces barres et leurs prolon- gèrent* mais on comprendra que le noyau   contient   d'autres barres de commande et d'autres prolongements (non   représentas).   



     A   son extrémité intérieure, chaque barre de commando est munie d'un prolongement cruciforme 21 et, à son extrémité supérieur 

 <Desc/Clms Page number 3> 

   @   re, elle comporte une partie de   guidage     cruciforme   18 ayant le même diamètre que le   prolongeait     21  et un arbre de commando 19. 



   Dans un réacteur modéré par l'hydrogène du modérateur liquide, les   brou   de chaque barre de commande ont une épaisseur de 0,375 pouce (9,5 mm) et la largeur de l'interstice entre des      éléments adjacents,au lieu d'avoir une valeur normale d'environ   0,575   pouce   (14,6mm)   a une valeur de 1,075 pouce (27,3   mm)   , tan- dit que les bras du prolongement, au lieu d'avoir une épaisseur égale à celle des bras de la barre de commande, ont une épaisseur de   0,87$   pouce (22,2 mm).

   Les bras des prolongements sont donc plus épais de 0,5 pouce   (12,7   mm) que ceux des barres de com- mande et les   interstices   de   0,1   pouce (2,5 mm)   s'étendent   entre les éléments combustibles et les bras des prolongements. 



   En prévoyant relativement grand l'interstice entre la barre de commande et le matériau fissile à la limite du dit es-   pace ,  et relativement petit l'interstice entre le prolongement et le matériau fissile à cette limite, la modération à cette limite, lorsque la barre de commande est enfoncée, peut être ren- due plus grande et la modération à la limite, lorsque la barre de commande est retirée, peut être rendue plus petite que ce ne serait le cas si une barre de commande et un prolongement de dimensions normales étaient   utilisés.   Il en   résulte   que, lors du retrait d'une barre de commande, les perturbations du flux thermique sont relativement faibles. 



   L'interstice idéal entre la barre de commande et le maté.  riau fissile à la limite du dit espace est tel que quand la barre est enfoncée, la formation de crêtes du flux de   neutrons   ther-   miques   dans un élément combustible adjacent à la barre est la même que celle qui se produit lorsque le prolongement occupe une position adjacente à l'élément combustible. 



   Ces effets sont représentés le plus clairement sur la Fig.3 où les positions des faces verticales d'un bras de barre 

 <Desc/Clms Page number 4> 

 de commande A et du bras de son prolongenent B par rapport à un   élément   combustible C   sont     indiquât     en   traits interrompus et en traits continus,

     respectivement.     #CH   représente la répartition du flux thermique quand la barre de commande est enfoncée dans le noyau du réacteur et   #F   représente la   réparti-   tion du flux thermique quand c'est le prolongement qui se trouve dans le noyau du   réacteur.   La   répartition   du flux thermique   #FE à   l'intérieur de   l'élément   combustible reste la même ,que ce soit la barre de   commande   ou son prolongement qui   se,

  trouve     dan s   le noyau* 
Afin de réduire l'effet de la formation de   crêtes   du flux   thermique   provoquée par le modérateur   liquide   aux limites des   éléments   combustibles, l'enrichissement du combustible dans l'alément combustible peut être modifie pour réaliser une forme de flux d'énergie pratiquement plate dans l'élément combustible pendant la durée de vie de l'élément combustible. Ainsi, le combustible dans un élément combustible à la limite de l'espace dans lequel une barre de   commande' et   son prolongement peuvent être déplacés peut être moins   fortement   enrichi que le combus-   tible   éloigné de cette limite. 



   Le flux d'énergie qui en résulte   #FZ     à   l'intérieur de l'élément combustible prend la   forme   représentée qui, à une   échelle   moins exagéré, tend vers une   répartition   étale du flux   d'énergie.   



   On   notera   que   l'interstice   entre le prolongement et le matériau   fissile   peut être rendu plus,petit que celui qui serait nécessaire   si   le prolongement avait les mêmes dimensions en section transversale que la barre de commande car la déforma- tion du prolongement due au chauffage par les gammas et aux changements structurels, par exemple, sera vraisemblablement moindre que celle de la barre de commande. Ainsi, avec le prolen- gement en place, la quantité de modérateur   liquide   aux limites des éléments combustibles est réduite en dessous de sa valeur 

 <Desc/Clms Page number 5> 

 normal. pour réduire encore davantage la formation de crêtes dit 
 EMI5.1 
 flux produite par 1. rl04',.,.,,,,., . ces licites. 



  L'invention peut   également   s'appliquer aux   réacteurs   
 EMI5.2 
 Muais de barres de 00=onde du type piège à flux dans lequel le modérateur out contenu à l'intérieur des limites des barre& de oo=udoo La VIS#4 représente un$ partie du noyau d'un tal réacteur dans lequel chaque barre de OOItlomMc11 17p a une tonal o111ndnqul et est entourée par un réseau hexagonal de ba. suette. de combustible 11 un interstice net étant prêtent entre chaque barre de oomaande et les baguettes de oOmbu..t1bl., les plus   proches   de la   barre   tandis que le prolongement   il*   a 
 EMI5.3 
 un.

   forât hexagonal* et un diamètre plus grand que  lui de la   barre   de manière à ménager un interstice   relativement   petit 
 EMI5.4 
 4ntre 11 prolongement et les baguettes de combustible les plus proches* De =an1r' appropriée, 1< prolongement est un cylindre creux   en     Zirealoy   et est   susceptible   de supporter la   pression   externe du fluide. 
 EMI5.5 
 



  Les répartitions du flux bzz l'intérieur des éléments ooit- sustiblesf des prolongement$ et des barres de commmde dans le noyau d'un tel réacteur présentent les mimes caractéristiques générales que celles qui ont déjà été indiquées avec référence 
 EMI5.6 
 à la yig.3 et comme représenté sur cette figure, 
L'invention permet de réduire   notablement   le rapport puissance maximum puissance moyenne de telle sorte que l'on peut obtenir des rendements supérieurs du noyau et des   consom-   mations prolongées du combustible. En outre, l'efficacité des barres de commande est augmentée  
11 y a lieu de noter que l'invention peut être utilisée - dans tout réacteur comprenant des barres de   commande   et leurs prolongements entre des éléments combustibles dans un noyau de réacteur.

   Ainsi, suivant d'autres formes de réalisation de l'invention (non représentées) les barres de   commande   et leurs 

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   prolongements   comportent trois bras écartes de 120  l'un de   l'au-   
 EMI6.1 
 tre et places dans les espaces entre des éléments combustibles avant une section transveroale triangulaire ou hexagonale dans un noyau de reaetturt L'ênt1on peut aussi 4tre utilité* aân* m<<u a<nt dans le* rd*Qt ur  440r11;', par axampla, dani 160 bPittti anglais n*< $83.73.7, 9l3t653 et 913.?. 



   ' 1It le-* MMttuy nucléaire modéré par un liquida dont 1'b14 gène et/ou le deutérium ..rut , effectuer la modération et oomportant un* barre 4e commande munit d'un prolongeait, aaraat6  rite en oe que la barre de commande et son prolongement sont 41mtft.1onn'. de façon à ménager entre la barre de commande et le ="',1Iu fittile a la limite de l'eapaoe dans lequel la btrrt et son   prolongement   peuvent se déplacer * un   interstice   plus grand que l'interstice entre le prolongement et le matériau 
 EMI6.2 
 fissile à cette limite. 



  .  Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caracté-



   <Desc / Clms Page number 1>
 
 EMI1.1
 



  Perl.ot1 know. to r4aottur. r; n, 4014IJ.re ..
 EMI1.2
 



  The pristhte invention and relates to y <tet <urt nueldaires moderated by a liquid, for example water, including the b74rok1. or the deuterium leaves to etteotuer 1a aodérâtlon, t ocaprenant at least one control bar provided with an unfinished extension * the or .en.1ablement non titelle, Dan. such a rotator, the efficiency of the nucleus and the con.ot2m & t1on of eeabuatible are 3.imitated by local orites of power in law (elements conbuati-

 <Desc / Clms Page number 2>

   cores of the core and an object of the invention is to reduce the peaks of flux which normally occur when the control rod is removed from relatively unirradiated fuel.



   In a nuclear reactor of the type indicated, according to the present invention, the control bar and its extension
 EMI2.1
 are cU.menI1onn.1 so as to leave between the command bar and the fissile material, at the limit of the space in which the command bar and the extension can move a gap larger than the 1nt.rat1cI between the extension and the fissile material at this limit.



  In order for the invention to be fully understood, reference will be made hereinafter, by way of example, to the partially diagrammatic drawings in Annexa in which
 EMI2.2
 Yïgol * and a cross section of part of a reactor core;
 EMI2.3
 Fig. 2 is a perspective view of a control bar and the extension used in the core
 EMI2.4
 FIS 3 is a schematic representation of the distribution of heat flux in a central part of the reactor core; and,
 EMI2.5
 Fi g. 4. is a cross section of part of another reactor core.



   On Fige-1 and 2, the reactor core 9 comprises a square network of fuel elements 11 kept apart by
 EMI2.6
 supports 13 blocking circulation and extending longitudinally so as to delimit crueiforace interstices 15 in which cruciform control bars are housed 1176 Figel shows only nine of these bars and their prolongation * but it will be understood that the kernel contains other command bars and other extensions (not shown).



     At its inner end, each commando bar is provided with a cruciform extension 21 and, at its upper end

 <Desc / Clms Page number 3>

   @ re, it comprises a cruciform guide part 18 having the same diameter as the extension 21 and a commando shaft 19.



   In a reactor moderated by the liquid moderator hydrogen, the husks of each control bar are 0.375 inch (9.5 mm) thick and the width of the gap between adjacent elements, instead of having a value of normal of about 0.575 inch (14.6mm) has a value of 1.075 inch (27.3mm), while the arms of the extension, instead of having a thickness equal to that of the arms of the control bar , are $ 0.87 inch (22.2mm) thick.

   The arms of the extensions are therefore 0.5 inch (12.7 mm) thicker than those of the control rods, and the 0.1 inch (2.5 mm) gaps extend between the fuel elements and the arms of extensions.



   By providing a relatively large gap between the control rod and the fissile material at the limit of said space, and relatively small the gap between the extension and the fissile material at this limit, moderation at this limit, when the control bar is pushed in, can be made larger and moderation at the limit, when the control bar is removed, can be made smaller than would be the case if a control bar and extension of normal dimensions were used. As a result, when removing a control rod, the disturbances in the heat flow are relatively low.



   The ideal gap between the control bar and the mate. The fissile line at the limit of said space is such that when the rod is pressed in, the formation of peaks of the thermal neutron flux in a fuel element adjacent to the rod is the same as that which occurs when the extension occupies a position adjacent to the fuel element.



   These effects are shown most clearly in Fig. 3 where the positions of the vertical faces of a bar arm

 <Desc / Clms Page number 4>

 control A and the sound arm extend B with respect to a fuel element C are indicated in broken lines and in solid lines,

     respectively. #CH represents the heat flow distribution when the control rod is pushed into the reactor core and #F represents the heat flow distribution when the extension is in the reactor core. The distribution of the #FE thermal flux inside the fuel element remains the same, whether it is the control rod or its extension that is,

  found in the kernel *
In order to reduce the effect of thermal flux peaking caused by the liquid moderator at the boundaries of the fuel elements, the enrichment of the fuel in the fuel element can be changed to achieve a substantially flat energy flow shape in the fuel element. the fuel element during the life of the fuel element. Thus, the fuel in a fuel element at the limit of the space in which a control rod and its extension can be moved may be less highly enriched than the fuel far from this limit.



   The resulting energy flow #FZ inside the fuel element takes the form shown which, on a less exaggerated scale, tends towards an even distribution of the energy flow.



   Note that the gap between the extension and the fissile material can be made smaller than that which would be necessary if the extension had the same cross-sectional dimensions as the control bar because the deformation of the extension due to heating by gammas and structural changes, for example, will likely be less than that of the command bar. Thus, with the extension in place, the amount of liquid moderator at the boundaries of the fuel elements is reduced below its value.

 <Desc / Clms Page number 5>

 normal. to further reduce ridge formation says
 EMI5.1
 flux produced by 1. rl04 ',.,. ,,,,.,. these lawful.



  The invention can also be applied to reactors
 EMI5.2
 Muais of bars of 00 = wave trap type flow in which the moderator is contained within the limits of bars & of oo = udoo The VIS # 4 represents a $ part of the core of a tal reactor in which each bar of OOItlomMc11 17p has an o111ndnqul tonal and is surrounded by a hexagonal array of ba. suette. of fuel 11 a net gap being between each oomaand bar and the oOmbu..t1bl. rods, closest to the bar while the extension il * has
 EMI5.3
 a.

   hexagonal drill bit * and a diameter larger than itself of the bar so as to leave a relatively small gap
 EMI5.4
 4n extension and nearest fuel rods * De = an1r 'appropriate, 1 <extension is a hollow Zirealoy cylinder and is capable of withstanding the external pressure of the fluid.
 EMI5.5
 



  The distributions of the flow bzz inside the elements ooit- sustiblesf of the extensions $ and of the control bars in the core of such a reactor have the same general characteristics as those which have already been indicated with reference.
 EMI5.6
 at yig. 3 and as shown in this figure,
The invention makes it possible to significantly reduce the maximum power to average power ratio so that higher yields of the core and prolonged fuel consumption can be obtained. In addition, the efficiency of the control rods is increased
It should be noted that the invention can be used - in any reactor comprising control rods and their extensions between fuel elements in a reactor core.

   Thus, according to other embodiments of the invention (not shown) the control rods and their

 <Desc / Clms Page number 6>

   extensions have three arms 120 apart, one of the other
 EMI6.1
 be and placed in the spaces between fuel elements before a triangular or hexagonal cross-section in a reaetturt kernel The ent1on can also be useful * aân * m << ua <nt in * rd * Qt ur 440r11; ', for axampla, dani 160 bPittti english n * <$ 83.73.7, 9l3t653 and 913.?.



   '1It le- * MMttuy nuclear moderated by a liquid whose 1'b14 gene and / or deuterium ..rut, carry out the moderation and oomportant a * 4th command bar provided with an extension, aaraat6 rite as the command bar and its extension are 41mtft.1onn '. so as to leave between the control bar and the = "', 1Iu fittile at the limit of the apaoe in which the btrrt and its extension can move * a gap larger than the gap between the extension and the material
 EMI6.2
 fissile at this limit.



  . Nuclear reactor according to claim 1, characterized

 

Claims (1)

risé en ce que l'interstice entre la barre de commande et le matériau fissile à la limite du dit espace est choisi de ma- EMI6.3 niera que, lorsque la barre de eoaaande est enfoncée dans le noyau, la formation de crêtes du flux de neutrons thermiques dans un élément combustible adjacent à la barre de commande est en substance la même que celle qui se produit lorsque le prolon- EMI6.4 gement de la barre est dans une position adjacente à l'élément combustible# 3.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 1 ou 2, caractérise en ce que l'interstice entre le prolongement et le matériau fissile est plus petit que celui qui ait adopté norma- EMI6.5 lement lorsque le prolongement .et la barre de coiaxande ont les %émet dimensions en coupe transversale. ized in that the interstice between the control rod and the fissile material at the limit of said space is chosen so as to EMI6.3 deny that when the control rod is driven into the nucleus, the peak formation of thermal neutron flux in a fuel element adjacent to the control rod is in substance the same as that which occurs when the extension is EMI6.4 bar assembly is in a position adjacent to the fuel element # 3. A nuclear reactor according to claim 1 or 2, characterized in that the gap between the extension and the fissile material is smaller than that which has adopted norma- EMI6.5 Lement when the extension .and the coiaxand bar have the% emits dimensions in cross section. 4.- tracteur nucléaire suivant l'une ou l'autre des <Desc/Clms Page number 7> revendications 1 à 3, caractérisé en ce que les éléments combus- tibles sont disposés en un réseau carré délimitant des intarsti- ces cruciformes propres à recevoir des barres de commande cruel- formes et des prolongements cruciformes de ces barres. 4.- nuclear tractor according to one or the other of <Desc / Clms Page number 7> Claims 1 to 3, characterized in that the combustible elements are arranged in a square network delimiting cruciform intarsti- ties suitable for receiving cruel-shaped control bars and cruciform extensions of these bars. 5.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 4, carac- térisé en ce que l'hydrogène du modérateur sert à effectuer la modération et l'épaisseur des bras des prolongements est approxi- mativement 0,5 pouce (12,7mm) plus grande que l'épaisseur des bras des barres de commande. 5. A nuclear reactor according to claim 4, characterized in that the hydrogen of the moderator serves to effect the moderation and the thickness of the arms of the extensions is approximately 0.5 inch (12.7mm) greater than. the thickness of the control rod arms. 6.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 5, caracté- risé en ce que l'épaisseur des bras des interstices cruciformes @ est approximativement 1,075 pouce (27,3 mm), l'épaisseur des bras de la barre de commande est approximativement 0,375 pouce (9,5 mm) et l'épaisseur des bras des prolongements des barres de contrôle est approximativement 0,875 pouce (22,2 mm). 6. A nuclear reactor according to claim 5, characterized in that the thickness of the arms of the cruciform interstices @ is approximately 1.075 inch (27.3 mm), the thickness of the arms of the control rod is approximately 0.375 inch. (9.5mm) and the arm thickness of the control rod extensions is approximately 0.875 inch (22.2mm). 7.- Réacteur nucléaire suivant l'une ou 2 autre des re- vendications 2 à 6,caractérisé en ce que l'enrichissement du combustible dans l'élément combustible est varié pour réaliser une forme du flux thermique pratiquement plate dans l'élément combustible lorsque les barres de commande sont retirées. 7.- Nuclear reactor according to one or other of claims 2 to 6, characterized in that the enrichment of the fuel in the fuel element is varied to achieve a substantially flat heat flow shape in the fuel element. when the control rods are removed. 8.- Réacteur nucléaire, en substance comme décrit ci- dessus'avec référence aux Figs.1 à 3 des dessins annexés. 8.- Nuclear reactor, substantially as described above with reference to Figs.1 to 3 of the accompanying drawings.
BE647306A 1963-04-29 1964-04-29 BE647306A (en)

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