CH624787A5 - - Google Patents

Download PDF

Info

Publication number
CH624787A5
CH624787A5 CH765678A CH765678A CH624787A5 CH 624787 A5 CH624787 A5 CH 624787A5 CH 765678 A CH765678 A CH 765678A CH 765678 A CH765678 A CH 765678A CH 624787 A5 CH624787 A5 CH 624787A5
Authority
CH
Switzerland
Prior art keywords
grid
plates
fuel element
wires
frame
Prior art date
Application number
CH765678A
Other languages
English (en)
Inventor
Jacques Delafosse
Original Assignee
Commissariat Energie Atomique
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat Energie Atomique filed Critical Commissariat Energie Atomique
Publication of CH624787A5 publication Critical patent/CH624787A5/fr

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/36Assemblies of plate-shaped fuel elements or coaxial tubes
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)
  • Application Of Or Painting With Fluid Materials (AREA)

Description

La présente invention concerne un élément combustible nucléaire en plaques comportant un noyau combustible constitué par la juxtaposition dans un cadre d'une pluralité de plaquettes de matériau combustible céramique revêtues chacune d'une protection métallique et gainées entre deux plaques métalliques de gainage. Cet élément combustible est du type des éléments combustibles en plaques spécialement adaptés aux conditions qui sont celles des réacteurs nucléaires du type à eau ordinaire.
Un tel élément décrit par exemple dans le brevet américain 4 038 135 du 26 juillet 1977, conduit à des réalisations d'éléments combustibles particulièrement robustes et fiables, mais il a néanmoins l'inconvénient de nécessiter le revêtement complet de chaque plaquette de combustible par une feuille métallique mince, ce qui conduit à des réalisations industrielles d'une certaine complexité.
Par ailleurs, il existe des applications particulières des combustibles nucléaires en plaques dans lesquelles il est spécialement intéressant de disposer de ce combustible sous forme de plaques très minces, d'épaisseur inférieure à 2 mm notamment, c'est le cas par exemple lorsque l'on veut équiper un cœur de pile piscine à l'aide de plaques de combustible ayant un taux d'enrichissement inférieur à 8% en U 235, ainsi qu'il sera expliqué plus loin. Or, les techniques dévéloppées dans le brevet américain 4 038 135 du 26 juillet 1977 se prêtent mal à l'obtention d'un tel élément de faible épaisseur.
La présente invention a précisément pour objet un élément combustible de faible épaisseur, qui offre l'avantage de permettre une fabrication industrielle plus simple et plus rapide, tout en gardant par ailleurs l'ensemble des avantages inhérents à l'élément combustible nucléaire en plaque faisant l'objet du brevet américain 4 038 135.
L'élément combustible selon la présente invention se caractérise en ce que le revêtement de chaque plaquette est réalisé latéralement par une grille de fils encastrée dans un cadre et donc chaque maille à la forme et les dimensions d'une plaquette pour servir de logement à l'une de celles-ci.
Selon une variante également importante de la présente invention, la grille dont les mailles servent de logement aux différentes plaquettes d'élément combustible est constituée de fils fins en un métal absorbant peu les neutrons qui sont d'une part soudés électriquement entre eux et, d'autre part, soudés par diffusion aux plaques latérales et d'extrémité qui constituent le cadre proprement dit, ainsi qu'aux plaques de gainage. s Dans une variante intéressante de l'invention, les extrémités des fils sont soudées à un fil d'encadrement qui fait le tour de la grille sur ses quatre côtés.
Les fils métalliques constituant la grille ont une section circulaire de diamètre très faible, de préférence inférieur à 2 mm, 10 et la forme des mailles de la grille est choisie rectangulaire ou carrée. Les plaquettes de combustible correspondantes ont une épaisseur variant par exemple de 1 à 2 mm, le plus couramment de l'ordre de 1,5 mm.
Dans une variante préférée de l'invention, les fils de la grille 15 sont en zircaloy, mais la grille, les plaques latérales et d'extrémité ainsi que les plaques de gainage peuvent également être réalisées tout ou partie en aluminium ou en l'un de ses alliages tel que 1'AG ; des solutions mixtes - avec certaines pièces en «zircaloy» (marque), c'est à dire zirconium faiblement allié avec 20 quelques pourcent d'étain, de fer, de chrome et de nickel et certaines autres en aluminium ou en alliage d'aluminium - sont également intéressantes.
De toute façon, l'invention sera mieux comprise à la lecture 25 de la description des exemples de mise en œuvre qui seront donnés ci-après à titre non limitatif en se référant aux figures 1 et 2 sur lesquelles:
- la fig. 1 représente en vue partiellement éclatée un élément combustible nucléaire en plaque objet de l'invention, 30 - la fig. 2 représente une variant de réalisation de l'élément combustible de la fig. 1,
-la fig. 3 représente un faisceau de courbes montrant pour différentes valeur du taux d'enrichissement en U 235, les variations de la réactivité d'un cœur de réacteur nucléaire du type 35 piscine en fonction du rapport de modération.
Sur la figure 1, on a représenté le cadre 3 dans lequel se trouve logée la grille 6. Ce cadre 4 comporte deux plaques latérales 4a et 4b ainsi que deux plaques d'extrémité 4c et 4d.
Dans l'exemple décrit, la grille 6 est constituée de deux 40 familles de fils fins de «zircaloy» 6a et 6b qui se coupent à angle droit, et sont soudés électriquement en des points tels que 7 de façon à former un réseau de mailles dans lequel viennent se loger ultérieurement les plaquettes d'élément combustible céramique 8 proprement dites. Dans l'exemple représenté sur la 45 figure 1, ces mailles ont une forme rectangulaire, mais elles pourraient tout aussi bien, pour certaines applications différentes, revêtir la forme carrée.
Les différents fils 6a et 6b de la grille 6 ont un diamètre sensiblement égal à l'épaisseur des plaquettes 8 et sont soumis 50 après leur soudure électrique sous pression pour réduire les surépaisseurs en leur point de rencontre 7 à un ébavinage de façon à calibrer parfaitement les alvéoles. Les différentes plaquettes de combustible fritté ont une épaisseur comprise entre 1 et 1,5 mm le plus généralement. Les dimensions de chaque maille rec-55 tangulaire sont choisies de façon à optimiser la facilité de mise en forme au moment de la compression de chaque plaquette. A titre indicatif, de bonnes dimensions sont de l'ordre de 30 X18 mm ; comme indiqué plus haut, toutefois, la forme carrée (17X17 mm par exemple) semble représenter, pour des raisons 60 de technologie, une solution particulièrement intéressante.
Conformément à l'invention, l'ensemble de la grille 6 et des plaquettes 8 est finalement gainé entre une plaque de gainage supérieure 9 et une plaque de gainage inférieure 10.
Dans la variante de la figure 2, la grille 6 est munie d'un fil 65 d'encadrement 11 l'entourant sur ses quatre côtés et de même nature et dimension que les fils 6a et 6b de la grille elle-même. Ce fil d'encadrement 11 est soudé aux fils 6a et 6b ainsi qu'aux plaques latérales 4a et 4b et aux plaques d'extrémités 4c et 4d.
3
624 787
L'une des applications industrielles les plus intéressantes de l'élément combustible de faible épaisseur objet de la présente invention, réside dans la possibilité de transformer la cœur d'une pile piscine déjà existante en l'équipant de plaques d'élément combustible à bas taux d'enrichissement. En effet, pour faire le bilan nucléaire du cœur d'une telle pile, on doit prendre en considération quatre facteurs essentiels qui sont respectivement:
- le rapport de modération égal au rapport du volume du modérateur (eau) par rapport au volume du combustible ;
- le taux d'enrichissement du combustible qui pour des piles piscines courantes peut atteindre 93% en U 235,
- la masse d'U 235 dans le cœur,
- la réactivité disponible qui représente l'aptitude du cœur à réaliser des irradiations sur matériaux.
Les rapports entre les quatre paramètres précédents, dont deux sont liés (masse d'uranium et d'enrichissement), sont illustrés par le faisceau de courbes de la figure 3 qui montre l'évolution de la réactivité pour un certain nombre d'enrichissements respectivement égaux à 1,5%, 2,5%, 3%, 3,5%, 4%, 5%, 7,5% et 10%, en fonction du rapport de modération porté en abscisse. La forme générale de ces mêmes courbes (fonction croissante passant par un maximum pour redécroître ensuite) indique que c'est aux environs d'une valeur au moins égale à 2 qu'il faut placer le rapport de modération pour bénéficier de la réactivité maximale du cœur.
Avec les éléments combustibles couramment utilisés jusqu'à présent dans les piles piscines (éléments en plaques d'alliage aluminium-uranium enrichi à 93% U 235) on travaille généralement avec un tel rapport de modération voisin de 2.
Si l'on remplace dans un tel réacteur les éléments combustibles en plaques par des éléments plaques du type à plaquettes 5 d'épaisseur relativement élevée (par exemple 4 à 5 mm) on peut alors:
- soit garder sensiblement dans l'espace prévu pour le cœur le même nombre de plaques, ce qui provoque une diminution du rapport de modération et nécessite un enrichissement beaucoup io plus grand pour maintenir la même réactivité,
- soit diminuer le nombre de plaques pour garder le même rapport de modération, auquel cas la puissance du cœur diminue.
En utilisant au contraire des éléments combustibles en plais ques minces tels que la présente invention permet de les réaliser, on peut augmenter le nombre de plaques tout en conservant un rapport de modération très voisin de 2 et se contenter par conséquent d'un enrichissement relativement bas du combustible pour conserver une puissance sensiblement identique au cœur 20 de la pile piscine.
Si l'on se reporte à cette même figure 3, on voit par exemple qu'un cœur constitué de plaques épaisses, permettant un rapport de modération de l'ordre de 1, et chargé à l'enrichissement de 10% en U 235 et déchargé à 5% d'U 235 résiduel (trajet BC), 25 fonctionne avec la même réserve de réactivité, qu'un cœur permettant un rapport de modération de 2 chargé à 4,5% d'U 235 et décharge à 3% (trajet AD) d'U 235.
C
2 feuilles dessins

Claims (5)

624 787
1. Elément combustible nucléaire en plaques comportant un noyau combustible constitué par la juxtaposition dans un cadre d'une pluralité de plaquettes de matériau combustible céramique revêtues chacune d'une protection métallique et gainées entre deux plaques métalliques de gainage, caractérisé en ce que le revêtement de chaque plaquette est réalisé latéralement par une grille de fils encastrée dans le cadre et dont chaque maille à la forme et les dimensions d'une plaquette pour servir de logement à l'une de celles-ci.
2. Elément combustible selon la revendication 1, caractérisé en ce que la grille est constituée de fils d'un métal choisi dans le groupe comprenant le zirconium, faiblement allié avec de l'é-tain, du fer, du chrome et du nickel, l'aluminium et ses alliages, soudés électriquement entre eux et par diffusion aux plaques latérales constituant le cadre.
2
REVENDICATIONS
3. Elément combustible selon la revendication 1, caractérisé en ce que la grille est bordée sur ses quatre côtés d'un fil d'encadrement soudé aux fils de la grille ainsi qu'aux plaques latérales et d'extrémité.
4. Elément combustible selon la revendication 2, caractérisé en ce que la forme des mailles de la grille est choisie rectangulaire ou carrée.
5. Elément combustible selon la revendication 2, caractérisé en ce que les fils constituant la grille sont de section circulaire de diamètre inférieur à 2 millimètres.
CH765678A 1977-07-22 1978-07-14 CH624787A5 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7722541A FR2398367A2 (fr) 1977-07-22 1977-07-22 Element combustible nucleaire en plaque et son procede de fabrication

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CH624787A5 true CH624787A5 (fr) 1981-08-14

Family

ID=9193675

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CH765678A CH624787A5 (fr) 1977-07-22 1978-07-14

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4224106A (fr)
BE (1) BE868964R (fr)
CH (1) CH624787A5 (fr)
ES (1) ES471935A2 (fr)
FR (1) FR2398367A2 (fr)
GB (1) GB2001469B (fr)
IT (1) IT1160437B (fr)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2941878C2 (de) * 1979-10-16 1982-12-16 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Brennelement für Materialtest- und Forschungsreaktoren
DE3408240A1 (de) * 1984-03-07 1985-09-19 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur herstellung von plattenfoermigen brennelementen fuer forschungsreaktoren
US4720370A (en) * 1985-10-25 1988-01-19 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor fuel structure containing uranium alloy wires embedded in a metallic matrix plate
US4963317A (en) * 1989-09-13 1990-10-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy High loading uranium fuel plate
FR2853759B1 (fr) * 2003-04-09 2005-05-13 Commissariat Energie Atomique Combustible nucleaire a fils tresses et son procede de realisation
FR2863097B1 (fr) * 2003-11-27 2008-05-02 Framatome Anp Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium.
FR2889765B1 (fr) 2005-08-10 2011-06-24 Commissariat Energie Atomique Element combustible de type plaque macrostructuree
US11935662B2 (en) 2019-07-02 2024-03-19 Westinghouse Electric Company Llc Elongate SiC fuel elements
US20230368931A1 (en) * 2022-05-10 2023-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel cladding covered by a mesh

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2996443A (en) * 1958-05-16 1961-08-15 Burton E Schaner Fissile material and fuel elements for neutronic reactors
DE1539687A1 (de) * 1959-02-10 1970-03-05 Benzler Dr Ing Hartwig Schneller Kernreaktor
US3071526A (en) * 1960-08-30 1963-01-01 Sylvania Electric Prod Nuclear fuel plate and process for making same
GB930850A (en) * 1960-12-16 1963-07-10 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to fuel elements
US3422523A (en) * 1963-06-26 1969-01-21 Martin Marietta Corp Process for fabricating nuclear reactor fuel elements
GB1112386A (en) * 1964-09-21 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements
US3275525A (en) * 1965-07-20 1966-09-27 Clarence H Bloomster Nuclear fuel element incorporating helical fissionable wire
US3586746A (en) * 1968-02-28 1971-06-22 Grace W R & Co Method of making a nuclear fuel plate
US4038135A (en) * 1973-07-06 1977-07-26 Commissariat A L'energie Atomique Plate type nuclear fuel element and a method of fabrication of said element

Also Published As

Publication number Publication date
GB2001469B (en) 1982-04-07
IT1160437B (it) 1987-03-11
US4224106A (en) 1980-09-23
FR2398367B2 (fr) 1980-07-11
IT7868740A0 (it) 1978-07-21
GB2001469A (en) 1979-01-31
ES471935A2 (es) 1979-04-01
FR2398367A2 (fr) 1979-02-16
BE868964R (fr) 1978-11-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
BE1010543A3 (fr) Agencement d'une grille de retenue d'un materiau actif dans un recipient, et recipient ainsi equipe.
EP0835510B1 (fr) Grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire et assemblage de combustible
EP1212755B1 (fr) Panier de rangement pour matieres radioactives
FR2763167A1 (fr) Coeur de reacteur
EP0187578B1 (fr) Assemblage de combustible pour réacteur nucléaire
CH624787A5 (fr)
EP0468870A1 (fr) Assemblage combustible de réacteur nucléaire avec grille additionnelle
FR2616577A1 (fr) Grille-entretoise pour un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire a eau legere
EP0466553A1 (fr) Embout inférieur d'un assemblage combustible pour réacteur nucléaire comportant une plaque adaptatrice et une plaque de filtration accolée à la plaque adaptatrice
WO2001078080A1 (fr) Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules
FR2627622A1 (fr) Casier de rangement d'elements combustibles nucleaires
EP2208205A2 (fr) Grille de maintien de crayons de combustible nucleaire, et ossature et assemblage comprenant une telle grille
EP0076748B1 (fr) Assemblage combustible pour un réacteur nucléaire
WO1995026030A1 (fr) Panier de rangement pour assemblages combustibles nucleaires, comprenant essentiellement un simple faisceau de tubes contigus
EP0349408B1 (fr) Grille mélangeuse à ailettes pour assemblage combustible nucléaire
EP0088675B1 (fr) Assemblage combustible de réacteur nucléaire
FR2694658A1 (fr) Batterie à oxyde métallique-hydrogène avec récipient extérieur sous pression.
WO2009044061A1 (fr) Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
EP0648974A1 (fr) Dispositif de maintien radial de l'enveloppe de faisceau et des plaques-entretoises d'un générateur de vapeur par des butées à positionnement élastique
EP0752150B1 (fr) Emballage comprenant un corps en acier forge a section non circulaire pour assemblages combustibles nucleaires
FR2477754A1 (fr) Element combustible pour reacteur nucleaire, en particulier pour reacteur surregenerateur ou convertisseur
FR2665291A1 (fr) Grille additionnelle de melange et assemblage combustible nucleaire en comportant application.
FR2563652A1 (fr) Procede de fabrication d'une enveloppe a double paroi contenant un ecran absorbeur de neutrons pour le transport et le stockage d'une matiere radioactive
FR2477752A1 (fr) Reacteur nucleaire heterogene comportant un coeur compose de differents elements oblongs de section transversale polygonale
FR2682535A1 (fr) Receptacle soude sous pression pour batterie a oxyde metallique-hydrogene utilisant une bague de soudure flexible.

Legal Events

Date Code Title Description
PL Patent ceased