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Perl.ot1onnuent. aux r4aottur. r;n,4014IJ.re..
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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-
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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
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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
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Yïgol *et une coupe transversale d'une partie d'un noyau de réacteur ;
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Fig.2 est une vue en perspective d'une barre de commande et du prolongement utilisés dans le noyau
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FIS 3 cet une représentation schématique de la réparti- tion du flux thermique dans une partie centrale du noyau du réacteur; et,
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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
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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
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@ 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
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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
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normal. pour réduire encore davantage la formation de crêtes dit
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flux produite par 1. rl04',.,.,,,,., . ces licites.
L'invention peut également s'appliquer aux réacteurs
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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
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un.
forât hexagonal* et un diamètre plus grand que lui de la barre de manière à ménager un interstice relativement petit
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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.
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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
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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-
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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
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fissile à cette limite.
. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caracté-
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Perl.ot1 know. to r4aottur. r; n, 4014IJ.re ..
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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-
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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
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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
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Yïgol * and a cross section of part of a reactor core;
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Fig. 2 is a perspective view of a control bar and the extension used in the core
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FIS 3 is a schematic representation of the distribution of heat flux in a central part of the reactor core; and,
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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
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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
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@ 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
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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.
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normal. to further reduce ridge formation says
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flux produced by 1. rl04 ',.,. ,,,,.,. these lawful.
The invention can also be applied to reactors
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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
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a.
hexagonal drill bit * and a diameter larger than itself of the bar so as to leave a relatively small gap
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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.
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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.
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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
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extensions have three arms 120 apart, one of the other
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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
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fissile at this limit.
. Nuclear reactor according to claim 1, characterized