EP2609598A1 - Dispositif de mitigation des accidents graves pour assemblage de combustible nucleaire a efficacite amelioree - Google Patents

Dispositif de mitigation des accidents graves pour assemblage de combustible nucleaire a efficacite amelioree

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EP2609598A1
EP2609598A1 EP11746579.9A EP11746579A EP2609598A1 EP 2609598 A1 EP2609598 A1 EP 2609598A1 EP 11746579 A EP11746579 A EP 11746579A EP 2609598 A1 EP2609598 A1 EP 2609598A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
safety device
passive safety
assembly
eutectic
melting point
Prior art date
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Withdrawn
Application number
EP11746579.9A
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German (de)
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Inventor
Christophe Journeau
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Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP2609598A1 publication Critical patent/EP2609598A1/fr
Withdrawn legal-status Critical Current

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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/022—Reactor fuses
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a passive safety device comprising a neutron absorbing material, the passive safety device being integrated into a nuclear fuel assembly.
  • a passive safety device comprising a neutron absorbing material, the passive safety device being integrated into a nuclear fuel assembly.
  • Such an assembly is designed to be placed in the core of a nuclear reactor, particularly at the center of the fast neutron nuclear reactor cooled by a liquid metal.
  • Nuclear reactors have safety devices designed to slow or even stop the nuclear reaction in the reactor when an accident occurs.
  • the nuclear reactor has control bars suspended above the heart and released into the heart in case of accident.
  • the control rods are made of a neutron absorbing material, usually it is boron carbide.
  • the control rods are suspended for example by means of grapples or electromagnet which release, on command, the control rods.
  • This security device is said to be active because it requires an outside intervention to be triggered.
  • Nuclear reactors have redundant safety devices to mitigate unavailability of the active safety device, also called complementary stop systems (SAC).
  • SAC complementary stop systems
  • the redundant security device is designed according to another physical principle.
  • the safety device formed by the control rods requires external intervention. It was then conceived to implement safety devices whose triggering is autonomous and does not require external control, these devices then being called passive safety devices.
  • One type of safety device that passively ensures the insertion of a neutron absorbing material into the core is described in the documents FR 2 230 984 and FR 2 683 667. These passive devices use a fuse which, under the rise in temperature due to an accident situation, causes the fall of the neutron absorbing material.
  • the document FR 2,683,667 describes an assembly comprising, in its upper part above the fuel needles, a matrix of fusible material in which elements of neutron absorbing material are trapped. When the temperature rises above a given threshold, the matrix melts and the elements fall on or between the needles and slow down or interrupt the fissile reaction.
  • the metal plug interposes between the fissioning nuclear fuel and the material intended to stop the fission reaction, rendering this passive device ineffective or at least delaying its effectiveness.
  • a passive safety device comprising a first neutron absorbing material and a second material which is capable of forming a low melting point eutectic with the material constituting the plug, more particularly with the metal or metal alloy forming the sheaths of metal fuel needles.
  • the eutectic is the melting point of the phase diagram for which the mixture is at its minimum temperature in the liquid phase.
  • low-melting eutectic means an eutectic less than the melting temperature of the steel, in practice less than 1400 ° C.
  • eutectic material the material capable of forming a eutectic with a low melting point with the material of the sheaths.
  • the eutectic material is selected such that it forms a low melting eutectic with the iron of the steel generally forming the cladding of nuclear fuel needles. .
  • a eutectic material having a high density is selected so that there is a mechanical mass effect exerted by the eutectic material on the plug to accelerate the passage of the neutron absorbing material through the plug.
  • the density of the eutectic material is greater than that of the steel.
  • uranium preferably natural or depleted, is chosen which has an eutectic with iron at 725 ° C and 1080 ° C and a density of 18950 kg / m. 3 .
  • a material which both a neutron absorbent and forms a low melting eutectic with steel.
  • the subject of the present invention is then a passive safety device intended to be disposed at the top of a nuclear fuel assembly, comprising:
  • At least a portion of the material capable of forming a low melting point eutectic is a neutron absorbing material.
  • the material capable of forming a low melting point eutectic has a high density, greater than or equal to the density of the sheath material, for example greater than 7000 kg / m 3 when the sheaths are made of steel.
  • the sheaths are made of steel and the low-melting point eutectic material is natural or depleted uranium.
  • the sheaths are made of steel and the low-melting point eutectic material is pure or alloyed hafnium.
  • the slightly alloyed hafnium may comprise at most 20% by weight of alloying materials.
  • the alloying material is, for example, nickel, chromium, boron or tungsten.
  • the sheaths are made of steel and the material forming a low melting point eutectic is a natural or depleted uranium and hafnium alloy.
  • the uranium-hafnium alloy may contain at most 45 atomic% of natural or depleted uranium.
  • the passive safety device comprises a tube intended to be arranged along the axis of the assembly and in which the neutron absorbing material and the material capable of forming a eutectic with a low melting point with the material constituting the sheaths are in the form of separate elements mounted on a wire intended to be suspended at an upper end of the assembly, said wire comprising fusible lower abutment means.
  • the neutron absorbing material and the material capable of forming a low melting point eutectic with the material constituting the sheaths are in the form of elements dispersed in a matrix at a low point of fusion, said matrix comprising a central passage intended to be coaxial with the axis of the assembly.
  • the device may advantageously comprise an inner holding envelope surrounded by the matrix and bordering the central passage, said inner holding envelope having perforations.
  • the present invention also relates to a nuclear fuel assembly comprising an envelope, nuclear fuel needles and a passive safety device according to the present invention.
  • the present invention also relates to a nuclear reactor comprising a plurality of assemblies according to the present invention arranged next to each other.
  • the reactor is preferably a sodium-cooled fast neutron reactor
  • FIG. 1 is a longitudinal sectional view of an assembly provided with a passive safety device of a first embodiment of the present invention shown schematically;
  • FIG. 2 is a longitudinal sectional view of an assembly provided with a passive safety device of a second embodiment of the present invention shown schematically.
  • Figure 1 is shown very schematically a nuclear fuel assembly 2 comprising a passive safety device 4 according to a first embodiment.
  • the assembly comprises an envelope 6 of longitudinal axis X, generally of hexagonal cross-section, and needles 8 of nuclear fuel disposed substantially in a median portion of the envelope.
  • the assembly is generally mounted at its lower part 10, called the assembly foot in a bed base (not shown) ensuring its support and also that of other assemblies and for supplying liquid coolant metal assemblies.
  • the assembly comprises, in the lower part, an inlet 12 of liquid metal and, in the upper part, an outlet 14 of liquid metal, the liquid metal being set in motion by means of pumps. The liquid metal therefore flows from the bottom to the top of the assembly and extracts the heat of the needles generated by the fissile reaction.
  • the passive safety device 4 is disposed in the upper part 15 of the assembly.
  • the passive safety device comprises a tube 17 disposed along the longitudinal axis X of the assembly in which is placed a neutron absorbing material, hereinafter referred to as "absorbent material".
  • the absorbent material and the material for eutectic 16 are in the form of cylindrical elements mounted around it a wire 20 which is suspended at an upper end of the assembly.
  • the wire 20 comprises lower abutment means 22 for retaining the cylindrical elements 16.
  • the abutment means 22 are fusible, that is to say that they melt under given conditions, then releasing the cylindrical elements which can fall between the needles along the wire 20.
  • the sheaths of the fuel needles are made of steel, i.e. a metal alloy containing iron orally.
  • the present invention is intended to drop on the molten steel plug a material such that it forms a eutectic low melting point with the steel constituting the sheaths, more particularly with iron.
  • the material is natural uranium or depleted in metallic form. It is then expected to associate the uranium with an absorbent material, for example boron or gadolinium, which will fulfill the traditional function of absorbent in a passive safety device.
  • Uranium forms eutectics with iron at 725 ° C and 1080 ° C. Therefore, when it comes into contact with the steel of the plug formed by the melting of the sheaths, it forms a eutectic with iron whose melting point is 725 ° C or 1080 ° C, this eutectic then begins to melt partially under the temperature conditions of the accident, which will allow the passage of the absorbent material towards the fissile fuel zone.
  • the melting temperature of pure iron is of the order of 1550 ° C, and that the steel of molten sheaths resolidifies at the level of the "cold zone" whose temperature is of the order of 1500 ° C. Consequently, the eutectic formed by iron and uranium melts easily in this cold zone.
  • the sheaths may be made of austenitic steel or oxide dispersion hardened steel (ODS). Their melting temperature is between 1400 ° C and 1500 ° C.
  • the uranium has a high density, higher than that of steel, it then exerts, when it falls on the molten steel plug, a metal mass effect weakening the plug, which is more sensitive to creep to temperatures considered.
  • Uranium has a density of 18950 kg / m 3 at room temperature.
  • Uranium does not have sufficient absorptive properties, but it performs a fuel dilution function.
  • uranium depleted in fissile isotope 235 which allows the dilution of uranium enriched in fissile isotope 235 and plutonium forming the fuel, is chosen, which reduces the risks of criticality.
  • the absorbent material is a natural or depleted uranium and hafnium alloy.
  • This alloy acts on the plug in a manner similar to uranium, in fact this alloy has a eutectic low melting point with steel, similar to uranium. This alloy also has a high density, since the density of the hafnium is 13300 kg / m 3 .
  • this alloy has directly absorbing properties of neutrons, since hafnium offers absorbing properties.
  • This alloy also makes it possible to reduce the criticality risks due to the segregation between the mixed molten oxide phase of uranium and plutonium and the molten steel metallic phase of the sheaths, which are not or not very miscible. This low miscibility reduces the dilution phenomenon, which is responsible for reducing the criticality risks.
  • this alloy in particular hafnium, acts on the mixed molten oxide fuel uranium and plutonium because of its redox properties.
  • Hafnium has reducing properties vis-à-vis uranium: hafnium is more reducing than uranium and plutonium. As a result, when the hafnium comes into contact with uranium oxide, part of it becomes uranium and hafnium oxidizes to hafnium.
  • the metallic uranium thus formed mixes with the metallic phase consisting of hafnium, uranium and mainly molten steel with which it previously had a low miscibility.
  • Hafnia mixes with the enriched uranium oxide and the remaining plutonium.
  • the liquid metal phase and the liquid oxide phase are in less critical configurations from the point of view of neutron: dilution of the uranium (and / or plutonium) metal by the steel in the metallic phase, and attenuation by hafnia in the oxide phase.
  • the reduction of the uranium oxide allows a transfer of a portion of the fuel to the metal phase, where it is in low proportion.
  • the fuel phase is also "diluted" due to the presence of hafnia and the removal of some of the uranium oxide.
  • the alloy can contain up to 45 atomic% of uranium.
  • pure or slightly alloyed hafnium is used, for example containing for example 5 or 10% by weight of alloy materials, at most 20% by weight.
  • Hafnium has a high density of 13300 kg / m 3 , higher than that of steel, a low melting point eutectic, even if it is higher than that of uranium and uranium-alloy. hafnium. It has, very advantageously, a greater absorbency than that of the uranium-hafnium alloy.
  • hafnium and tungsten, hafnium and chromium, hafnium and boron or hafnium and nickel alloys has the advantage of forming a eutectic with a very low melting point with steel, in particular with iron.
  • the device 104 has an annular shape whose central passage coaxial with the axis of the assembly 102 allows the passage of the coolant.
  • the device comprises one or more materials 16 identical to those described above, such as uranium associated with an absorbent material, a depleted uranium-hafnium alloy, pure or slightly alloyed hafnium, and fusible means retaining said materials in the upper position in normal operating conditions and allowing them to fall in the direction of the ducts under conditions of abnormal operation, ie an increase in the temperature of the core and therefore that of the coolant.
  • materials 16 identical to those described above, such as uranium associated with an absorbent material, a depleted uranium-hafnium alloy, pure or slightly alloyed hafnium, and fusible means retaining said materials in the upper position in normal operating conditions and allowing them to fall in the direction of the ducts under conditions of abnormal operation, ie an increase in the temperature of the core and therefore that of the coolant.
  • these fusible retaining means 24 are formed by a matrix 26 in which the material or materials 16 are embedded in the form of discrete elements.
  • the matrix 26 surrounds by an inner holding envelope 28 provided with perforations 30 to ensure the passage of the elements 16.
  • the matrix is then housed between the outer envelope 6 of the assembly and the inner envelope of maintenance 28.
  • the matrix 26 is made of a material that conducts heat well, but whose melting temperature is much lower than the boiling point of the coolant at the pressure in question.
  • the matrix is for example aluminum, aluminum alloy, aluminum reinforced with alumina fibers or silicon carbide.
  • the inner envelope is for example stainless steel.
  • the passive safety device of FIG. 2 operates in the following manner: when the temperature of the coolant reaches a predetermined value, the matrix melts, releasing the elements 16, which pass through the perforations 30 and fall on the molten steel plug . The operation following this fall is identical to that described above and will not be repeated here.
  • recuperators (not shown) of the corium formed during the melting of assembly.
  • These recuperators are formed either bins arranged below each assembly, or one or more tanks arranged at the bottom of the tank.
  • the bins preferably contain an absorbent material to act on the molten fuel contained in the corium.
  • the recuperator comprises a lid protecting the hafnium under normal operating conditions, this lid breaking during the casting of the corium.
  • the hafnium is for example in the form of bars in the recuperator.
  • the present invention therefore makes it possible to substantially improve the efficiency of passive safety devices ensuring the contact of absorbent materials with the nuclear fuel, despite the presence of a metal plug interposing between the passive safety device and the needles. .

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Abstract

Dispositif de sécurité passif (104) destiné à être disposé en partie haute d'un assemblage (102) de combustible nucléaire, comportant : - un matériau absorbant les neutrons et un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles (8) de combustible nucléaire de l'assemblage (102), et - des moyens de retenue fusibles (28) desdits matériaux en position haute dans l'assemblage (102).

Description

DISPOSITIF DE MITIGATION DES ACCIDENTS GRAVES POUR
ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A EFFICACITE
AMELIOREE
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTERIEUR
La présente invention se rapporte à un dispositif de sécurité passif comportant un matériau absorbant les neutrons, le dispositif de sécurité passif étant intégré dans un assemblage de combustible nucléaire. Un tel assemblage est conçu pour être placé dans le cœur d'un réacteur nucléaire, en particulier au centre du réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide.
Les réacteurs nucléaires comportent des dispositifs de sécurité destinés à ralentir, voire arrêter la réaction nucléaire au sein du réacteur lorsqu'un accident survient. Pour cela, le réacteur nucléaire comporte des barres de contrôle suspendues au dessus du cœur et lâchées dans le cœur en cas d'accident. Les barres de contrôle sont réalisées dans un matériau absorbant les neutrons, généralement il s'agit de carbure de bore. Les barres de contrôle sont suspendues par exemple au moyen de grappins ou d' électroaimant qui libèrent, sur commande, les barres de contrôle. Ce dispositif de sécurité est dit actif, car il nécessite une intervention extérieure pour être déclenché .
Les réacteurs nucléaires comportent des dispositifs de sécurité redondant pour pallier une indisponibilité du dispositif de sécurité actif, appelés également systèmes d'arrêt complémentaires (SAC) . Afin de s'assurer une sécurité maximale, le dispositif de sécurité redondant est conçu selon un autre principe physique.
En outre, comme cela a été indiqué précédemment, le dispositif de sécurité formé par les barres de contrôle requiert une intervention extérieure. On a alors imaginé de mettre en œuvre des dispositifs de sécurité dont le déclenchement est autonome et ne nécessite pas de commande extérieure, ces dispositifs étant alors appelés dispositifs de sécurité passifs. Un type de dispositif de sécurité assurant de manière passive l'insertion de d'un matériau absorbant les neutrons dans le cœur est décrit dans les documents FR 2 230 984 et FR 2 683 667. Ces dispositifs passifs utilisent un fusible qui, sous l'élévation de la température due à une situation d'accident, provoque la chute du matériau absorbant les neutrons.
Le document FR 2 683 667 décrit un assemblage comportant, dans sa partie supérieure au dessus des aiguilles de combustible, une matrice en matériau fusible dans laquelle sont emprisonnées des éléments de matériau absorbant les neutrons. Lorsque la température s'élève au-dessus d'un seuil donné, la matrice entre en fusion et les éléments chutent sur ou entre les aiguilles et ralentissent ou interrompent la réaction fissile.
Lors d'un accident dans un réacteur à neutrons rapide refroidi par un métal liquide, on observe très rapidement, dans un délai de l'ordre de la seconde, une ébullition locale du caloporteur métal et une fusion du métal constituant les gaines des aiguilles, puis du combustible contenu dans les gaines. L'expansion des vapeurs métalliques conduit au déplacement du métal fondu des gaines vers le haut de l'assemblage, ce métal fondu va alors se solidifier au contact des zones plus froides pour former un bouchon.
Or, l'inventeur a découvert que, dans le cas où le mécanisme fusible du dispositif de sécurité passif contenant le matériau absorbant les neutrons avait un délai de déclenchement trop long, le bouchon de métal s'interpose entre le combustible nucléaire en fission et le matériau destiné à arrêter la réaction de fission, rendant inefficace ce dispositif passif ou pour le moins retardant son efficacité.
C'est par conséquent un but de la présente invention d'offrir des moyens pour pallier l'inconvénient mis à jour par l'inventeur et exposé ci- dessus.
EXPOSÉ DE L' INVENTION
Le but énoncé ci-dessus est atteint par un dispositif de sécurité passif comportant un premier matériau absorbant les neutrons et un deuxième matériau qui soit apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constitutif du bouchon, plus particulièrement avec le métal ou alliage métallique formant les gaines des aiguilles de combustible métallique. Ainsi, lorsque le matériau absorbant les neutrons et le matériau à eutectique à bas point de fusion sont libérés, ils tombent sur le bouchon, la formation de l' eutectique a alors lieu à l'interface entre le bouchon et le deuxième matériau. A la température au sein de l'assemblage, cet eutectique entre en fusion et le premier matériau absorbant les neutrons peut alors rejoindre la zone de fission et interrompre la réaction de fission.
On rappelle que l' eutectique est le point de fusion du diagramme de phase pour lequel le mélange est à sa température minimale en phase liquide. On entend par « eutectique à bas point de fusion » un eutectique inférieur à la température de fusion de l'acier, en pratique inférieur à 1400°C.
Dans la suite de la description, le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau des gaines sera désigné par " matériau pour eutectique " .
Dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium, le matériau pour eutectique est choisi de telle sorte qu' il forme un eutectique à bas point de fusion avec le fer de l'acier formant généralement les gaines des aiguilles de combustibles nucléaires .
De manière particulièrement avantageuse, on choisit un matériau pour eutectique présentant une masse volumique élevée de sorte qu'il y ait un effet de masse mécanique exercé par le matériau pour eutectique sur le bouchon pour accélérer le passage du matériau absorbant les neutrons à travers le bouchon, avantageusement la masse volumique du matériau pour eutectique est supérieure à celle de l'acier. Par exemple dans le cas des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, on choisit l'uranium, de préférence naturel ou appauvri, qui présente un eutectique avec le fer à 725°C et 1080°C et une masse volumique de 18950 kg/m3.
Dans un exemple très avantageux, on choisit un matériau qui à la fois un absorbant neutronique et forme un eutectique à bas point de fusion avec l'acier. On peut choisir du hafnium pur, du hafnium allié ou un alliage hafnium-uranium, dans ce dernier cas le hafnium est absorbant, présente une masse volumique élevée et forme en alliage avec l'uranium un eutectique à bas point de fusion avec l'acier des gaines.
La présente invention a alors pour objet un dispositif de sécurité passif destiné à être disposé en partie haute d'un assemblage de combustible nucléaire, comportant :
- un matériau absorbant les neutrons et un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles de combustible nucléaire de l'assemblage, et
- des moyens de retenue fusibles desdits matériaux en position haute dans l'assemblage.
De manière très avantageuse, une partie au moins du matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion est un matériau absorbant les neutrons.
De préférence, le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion présente une masse volumique élevée, supérieure ou égale à la masse volumique du matériau des gaines, par exemple supérieure à 7000 kg/m3 lorsque les gaines sont en acier. Dans un exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est de l'uranium naturel ou appauvri .
Dans un autre exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est du hafnium pur ou allié. Le hafnium légèrement allié, peut comporter au plus 20% massique de matériaux d'alliage. Le matériau d'alliage est par exemple du nickel, du chrome, du bore ou du tungstène.
Dans un autre exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et de hafnium. L'alliage uranium-hafnium peut comporter au plus 45 % atomique d'uranium naturel ou appauvri.
Le dispositif de sécurité passif selon un mode de réalisation comporte un tube destiné à être disposé le long de l'axe de l'assemblage et dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous forme d'éléments séparés montés sur un fil destiné à être suspendu à une extrémité haute de l'assemblage, ledit fil comportant des moyens de butée inférieurs fusibles.
Dans un autre exemple de réalisation, le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous formes d'éléments dispersés dans une matrice à bas point de fusion, ladite matrice comportant un passage central destiné à être coaxial à l'axe de l'assemblage. Le dispositif peut avantageusement comporter une enveloppe intérieure de maintien entourée par la matrice et bordant le passage central, ladite enveloppe intérieure de maintien comportant des perforations.
La présente invention a également pour objet un assemblage de combustible nucléaire comportant une enveloppe, des aiguilles de combustible nucléaire et un dispositif de sécurité passif selon la présente invention .
La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant plusieurs assemblages selon la présente invention disposés les uns à côté des autres. Le réacteur est de préférence un réacteur à neutrons rapides à refroidissement au sodium
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre et des dessins en annexe sur lesquels :
- la figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage muni d'un dispositif de sécurité passif d'un premier mode de réalisation de la présente invention représenté schématiquement ;
- la figure 2 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage muni d'un dispositif de sécurité passif d'un deuxième mode de réalisation de la présente invention représenté schématiquement. EXPOSÉ DÉ TAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
Sur la figure 1 est représenté de manière très schématique un assemblage 2 de combustible nucléaire comportant un dispositif de sécurité passif 4 selon un premier mode de réalisation.
L'assemblage comporte une enveloppe 6 d'axe longitudinal X, généralement de section transversale hexagonale, et des aiguilles 8 de combustibles nucléaires disposées sensiblement dans une partie médiane de l'enveloppe.
L'assemblage est généralement monté au niveau de sa partie basse 10, appelée pied d'assemblage dans un sommier (non représenté) assurant son support et également celui des autres assemblages et permettant l'alimentation en métal liquide caloporteur des assemblages. L'assemblage comporte, en partie basse, une entrée 12 de métal liquide et, en partie haute, une sortie 14 de métal liquide, le métal liquide étant mis en mouvement au moyen de pompes. Le métal liquide circule donc du bas vers le haut de l'assemblage et extrait la chaleur des aiguilles générée par la réaction fissile.
Le dispositif de sécurité passif 4 selon la présente invention est disposé dans la partie haute 15 de l'assemblage. Dans l'exemple représenté, le dispositif de sécurité passive comporte un tube 17 disposé le long de l'axe longitudinal X de l'assemblage dans lequel est placé un matériau absorbant les neutrons, désigné par la suite " matériau absorbant ". Le matériau absorbant et le matériau pour eutectique 16 sont sous forme d'éléments cylindriques montés autour d'un fil 20 qui est suspendu à une extrémité haute de l'assemblage. Le fil 20 comporte des moyens de butée inférieurs 22 pour retenir les éléments cylindriques 16. Les moyens de butée 22 sont fusibles, c'est-à-dire qu'ils fondent dans des conditions données, libérant alors les éléments cylindriques qui peuvent chuter entre les aiguilles le long du fil 20. Soit la fusion est due soit à une élévation de la température, soit à une élévation du flux neutronique. Dans ce dernier cas, on peut prévoir de disposer à proximité de la butée fusible une petite quantité de matière fissile, qui par la chaleur qu'elle dégage va, lors d'une augmentation de la réactivité anormale ou d'une diminution du refroidissement, provoquer la fusion.
Dans la suite de la description, nous allons considérer l'exemple des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, cependant il est bien entendu que l'invention s'applique à tous les réacteurs à neutrons rapides refroidis par un métal caloporteur liquide autre que le sodium, et à tous réacteurs nécessitant la mise en œuvre de dispositifs de sécurité passifs .
Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, les gaines des aiguilles de combustible sont en acier, i.e. un alliage métallique contenant ma oritairement du fer.
Selon la présente invention, on prévoit de faire chuter sur le bouchon d'acier fondu un matériau tel qu'il forme un eutectique à bas point de fusion avec l'acier constitutif des gaines, plus particulièrement avec le fer. Dans un premier exemple de réalisation, le matériau est de l'uranium naturel ou appauvri sous forme métallique. On prévoit alors d'associer l'uranium à un matériau absorbant, par exemple le bore ou le gadolinium, qui remplira la fonction classique d'absorbant dans un dispositif de sécurité passif.
L'uranium forme avec le fer des eutectiques à 725°C et 1080°C. Par conséquent, lorsqu'il entre en contact avec l'acier du bouchon formé par la fusion des gaines, il forme un eutectique avec le fer dont le point de fusion est 725°C ou 1080°C, cet eutectique se met alors à fondre partiellement dans les conditions de température de l'accident, ce qui permettra le passage du matériau absorbant en direction de la zone de combustible fissile.
Il est à noter que la température de fusion du fer pur est de l'ordre de 1550°C, et que l'acier de gaines fondues se resolidifie au niveau de la " zone froide " dont la température est de l'ordre de 1500°C. Par conséquent, l' eutectique formé par le fer et l'uranium fond aisément dans cette zone froide.
Les gaines peuvent être réalisées en acier austénitique ou en acier durci par dispersion d'oxyde (ODS) . Leur température de fusion est comprise entre 1400°C et 1500°C.
En outre, l'uranium présente une masse volumique élevée, supérieure à celle de l'acier, il exerce alors, lorsqu'il tombe sur le bouchon d'acier fondu, un effet de masse métallique fragilisant le bouchon, qui est plus sensible au fluage aux températures considérées. L'uranium a une masse volumique de 18950 kg/m3 à température ambiante.
L'uranium n'offre pas des propriétés absorbantes suffisantes mais il remplit une fonction de dilution du combustible. De préférence, on choisit de l'uranium appauvri en isotope fissile 235, qui permet la dilution de l'uranium enrichi en isotope fissile 235 et de plutonium formant le combustible, ce qui réduit les risques de criticité.
Dans un autre exemple de réalisation, le matériau absorbant est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et de hafnium.
Cet alliage agit sur le bouchon de manière similaire à l'uranium, en effet cet alliage présente un eutectique à bas point de fusion avec l'acier, de manière similaire à l'uranium. Cet alliage présente également une masse volumique élevée, puisque la masse volumique du hafnium est de 13300 kg/m3.
En outre, de manière avantageuse par rapport à l'uranium seul, cet alliage présente directement des propriétés absorbantes des neutrons, puisque le hafnium offre des propriétés absorbantes.
Cet alliage permet également de réduire les risques de criticité dus à la ségrégation entre la phase d'oxyde fondu mixte d'uranium et de plutonium et la phase métallique d'acier fondu des gaines, qui ne sont pas ou peu miscibles. Cette faible miscibilité réduit le phénomène de dilution, responsable de la réduction des risques de criticité.
En effet, cet alliage, en particulier le hafnium, agit sur le combustible d'oxyde fondu mixte uranium et plutonium du fait de ses propriétés d ' oxydoréduction . Le hafnium présente des propriétés réductrices vis-à-vis de l'uranium : le hafnium est plus réducteur que l'uranium et que le plutonium. Par conséquent, lorsque le hafnium entre en contact avec l'oxyde d'uranium, une partie de celui-ci se réduit en uranium et le hafnium s'oxyde en hafnie.
L'uranium métallique ainsi formé se mélange avec la phase métallique constituée de hafnium, d'uranium et principalement d'acier fondu avec lequel elle présentait précédemment une faible miscibilité. La hafnie, quant à elle, se mélange à l'oxyde d'uranium enrichi et de plutonium restant.
D'une part, la phase métallique liquide et la phase d'oxyde liquide se trouvent dans des configurations moins critiques du point de vue de la neutronique : dilution de l'uranium (et/ou du plutonium) métallique par l'acier dans la phase métallique, et atténuation par la hafnie dans la phase oxyde.
D'autre part, la réduction de l'oxyde d'uranium permet un transfert d'une partie du combustible vers la phase métallique, où il est en faible proportion. La phase combustible est également " diluée " du fait de la présence de l 'hafnie et le retrait d'une partie de l'oxyde d'uranium.
Par exemple, l'alliage peut contenir jusqu'à 45 % atomique d'uranium.
Dans un autre exemple de réalisation, on utilise du hafnium pur ou légèrement allié, par exemple contenant par exemple 5 ou 10 % massique de matériaux d'alliage, au plus 20 % massique.
Le hafnium présente une masse volumique importante de 13300 kg/m3, supérieure à celle de l'acier, un eutectique à bas point de fusion, même si celui-ci est supérieur à celui de l'uranium et de l'alliage uranium-hafnium. Il présente, de manière très avantageuse, un pouvoir absorbant plus important que celui de l'alliage uranium-hafnium.
On peut par exemple utiliser des alliages hafnium et tungstène, hafnium et chrome, hafnium et bore ou hafnium et nickel. Ce dernier alliage présente l'avantage de former un eutectique à très bas point de fusion avec l'acier, en particulier avec le fer.
Sur la figure 2, on peut voir un autre exemple de réalisation : un assemblage 102 équipé d'un dispositif de sécurité passif 104 selon la présente invention, disposé comme le dispositif 4 de la figure 1 en partie haute de l'assemblage.
Le dispositif 104 présente une forme annulaire dont le passage central coaxial à l'axe de l'assemblage 102 permet le passage du caloporteur.
Le dispositif comporte un ou des matériaux 16 identiques à ceux décrits précédemment, tels que l'uranium associé à un matériau absorbant, un alliage uranium appauvri-hafnium, du hafnium pur ou légèrement allié, et des moyens fusibles retenant lesdits matériaux en position haute dans les conditions de fonctionnement normales et permettant leur chute en directions des gaines dans des conditions de fonctionnement anormales, i.e. une élévation de la température du cœur et donc de celle du caloporteur.
De manière avantageuse, ces moyens de retenue fusibles 24 sont formés par une matrice 26 dans laquelle sont noyés le ou les matériaux 16 sous forme d'éléments discrets.
Dans l'exemple représenté, la matrice 26 entoure par une enveloppe intérieure de maintien 28 munie de perforations 30 pour assurer le passage des éléments 16. La matrice est alors logée entre l'enveloppe extérieure 6 de l'assemblage et l'enveloppe intérieur de maintien 28.
La matrice 26 est en un matériau conduisant bien la chaleur, mais dont la température de fusion est très inférieure à la température d'ébullition du caloporteur à la pression considérée. La matrice est par exemple en aluminium, en alliage d'aluminium, en aluminium renforcé de fibres d'alumine ou de carbure de silicium. L'enveloppe intérieure est par exemple en acier inoxydable.
Le dispositif de sécurité passif de la figure 2 fonctionne de la manière suivante : lorsque la température du caloporteur atteint une valeur prédéterminée, la matrice fond, libérant les éléments 16, quoi passent à travers les perforations 30 et chutent sur le bouchon d'acier fondu. Le fonctionnement qui suit cette chute est identique à celui décrit précédemment et ne sera pas répété ici.
De manière avantageuse, on prévoit de disposer sous les assemblages des récupérateurs (non représentés) du corium formé lors de la fusion de l'assemblage. Ces récupérateurs sont formés soit de bacs disposés au dessous de chaque assemblage, soit d'un ou plusieurs bacs disposés en fond de cuve.
Les bacs contiennent de préférence un matériau absorbant afin d'agir sur le combustible fondu contenu dans le corium. De manière particulièrement avantageuse, on prévoit de disposer dans ces récupérateurs de hafnium pur ou légèrement allié, le hafnium provoquant comme décrit précédemment la réduction d'une partie du combustible et son transfert vers la phase métallique, réduisant ainsi les risques de criticité.
Par exemple, le récupérateur comporte un couvercle protégeant le hafnium dans les conditions de fonctionnement normales, ce couvercle se rompant lors de la coulée du corium. Le hafnium est par exemple sous forme de barres dans le récupérateur.
La présente invention permet donc d'améliorer sensiblement l'efficacité des dispositifs de sécurité passifs assurant la mise en contact de matériaux absorbants avec le combustible nucléaire, malgré la présence d'un bouchon métallique s ' interposant entre le dispositif de sécurité passif et les aiguilles.
II est bien entendu que l'on pourrait envisager d'utiliser des éléments en uranium pur et des éléments en hafnium pur et non un alliage des deux.

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif de sécurité passif (4, 104) destiné à être disposé en partie haute d'un assemblage (2, 102) de combustible nucléaire, comportant :
- un matériau absorbant les neutrons et un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles (8) de combustible nucléaire de l'assemblage, et
- des moyens de retenue fusibles desdits matériaux en position haute dans l'assemblage (2, 102) .
2. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 1, dans lequel une partie au moins du matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion est un matériau absorbant les neutrons.
3. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 1 ou 2, dans lequel le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion présente une masse volumique élevée, supérieure ou égale à la masse volumique du matériau des gaines, par exemple supérieure à 7000 kg/m3 lorsque les gaines sont en acier.
4. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications précédentes, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est de l'uranium naturel ou appauvri.
5. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 3, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est du hafnium pur ou allié.
6. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 5, dans lequel le hafnium légèrement allié, comporte au plus 20% massique de matériaux d' alliage .
7. Dispositif de sécurité passif selon la revendication précédente, dans lequel le matériau d'alliage est du nickel, du chrome, du bore ou du tungstène .
8. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 3, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et de hafnium.
9. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 8, dans lequel l'alliage uranium-hafnium comporte au plus 45 % atomique d'uranium naturel ou appauvri.
10. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications 1 à 9, comportant un tube (17) destiné à être disposé le long de l'axe (X) de l'assemblage (2) et dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous forme d'éléments séparés montés sur un fil (20) destiné à être suspendu à une extrémité haute de l'assemblage, ledit fil comportant des moyens de butée inférieurs fusibles (22) .
11. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications 1 à 9, dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous formes d'éléments dispersés dans une matrice (26) à bas point de fusion, ladite matrice comportant un passage central destiné à être coaxial à l'axe de l'assemblage.
12. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 11, comportant une enveloppe intérieure de maintien (328) entourée par la matrice et bordant le passage central, ladite enveloppe intérieure de maintien (28) comportant des perforations (30) .
13. Assemblage de combustible nucléaire comportant une enveloppe, des aiguilles de combustible nucléaire et un dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications précédentes.
14. Réacteur nucléaire comportant plusieurs assemblages selon la revendication précédente disposés les uns à côté des autres.
15. Réacteur nucléaire selon la revendication précédente étant un réacteur à neutrons rapides à refroidissement au sodium.
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