FR2462004A1 - Recipient rapporte pour chateau de transport de combustible nucleaire irradie - Google Patents
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Abstract
L'INVENTION CONCERNE UN RECIPIENT RAPPORTE POUR CHATEAU DE TRANSPORT DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE IRRADIE. LEDIT RECIPIENT COMPREND PLUSIEURS FOURREAUX 2 DE SECTION CARREE QUI SONT EN UN MATERIAU ABSORBEUR DE NEUTRONS POUR LOGER DES ELEMENTS COMBUSTIBLES NUCLEAIRES, LESDITS FOURREAUX 2 ETANT DISPOSES DE FACON QUE LEUR CENTRE SOIT SUR UN CERCLE 3 CONCENTRIQUE AU CENTRE DU RECIPIENT 1 ET QU'UN BORD 4 DE CHAQUE FOURREAU CONSTITUE AU MOINS UNE PARTIE D'UN COTE D'UN POLYGONE REGULIER AYANT UN NOMBRE DE COTES IDENTIQUE A CELUI DES FOURREAUX QUI SONT A DOUBLE PAROI POUR DEFINIR UN ESPACE DESTINE A CONTENIR UN ABSORBEUR DE NEUTRONS. APPLICATION AU TRANSPORT DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE IRRADIE POUR LE RETRAITER.
Description
La présente invention concerne le stockage et le transport de combustible nucléaire et plus particulièrement le stockage de combustible nucléaire irradié après son extraction d'un réacteur nucléaire et avant son retraitement pour isoler les matières combustibles nucléaires réutilisables,telles que l'uranium et le plutonium,des produits de fission nucléaire.
Le combustible nucléaire irradié est transporté du réacteur à l'installation de retraitement dans des châteaux de transport de construction spéciale qui sont conçus de manière que la chaleur de désintégration engendrée par le combustible nucléaire soit dissipée pendant le transport.
Etant donné que les châteaux de transport doivent satisfaire à des conditions de sécurité rigoureuses, ils sont coûteux à fabriquer et il est donc souhaitable que chacun d'eux contienne une quantité de combustible aussi grande que possible.
Pour permettre le transport des châteaux, en particulier sur route et sur rail, ces châteaux ne doivent pas dépasser une certaine dimension, et par suite, leur capacité est limitée.
La quantité de combustible nucléaire irradié qui peut être logée est également limitée par la nécessité de dissiper la chaleur de désintégration du combustible irradié.
Une considération supplémen-taire dont il faut tenir compte dans la conception des châteaux de transport est le fait d'éviter des excursions critiques provoquées par la présence de la matière fissile dans le combustible nucléaire.
Cette conception doit être telle qu'il ne puisse pas se produire de phénomène de criticité pendant l'utilisation normale ou lors d'un accident éventuel qui peut arriver pendant le transport du château.
Le combustible nucléaire destiné aux réacteurs à eau sous pression est contenu sous forme de pastilles dans des aiguilles tubulaires de combustible fabriquées en alliage de zirconium comme celui vendu sous la marque déposée "Zircaloy". Plusieurs aiguilles sont montées en étant disposées en carré dans un sous-assemblage combustible qui est introduit dans le coeur du réacteur. Un sous-assemblage combustible pour un réacteur à eau sous pression fore un carré de 21,6 cm de coté et contient un réseau de 14 sur 14 aiguilles de combustible renfermant des pastilles de bioxyde 235 d'uranium enrichi avec 3,6 W de l'isotope 235U.
Selon la présente invention, un récipient rapporté pour un château destiné à transporter des sous-assemblages combustibles nucléaires à partir d'un réacteur à eau sous pression comprend plusieurs fourreaux de section carrée réalisés en un matériau absorbeur de neutrons, dans lesquels les éléments combustibles nucléaires peuvent être placés, lesdits fourreaux étant disposés de façon que leur centre se trouve sur un cercle dont le centre est au centre du récipient rapporté et un bord de chaque fourreau forme au moins une partie d'un côté d'un polygone régulier ayant un nombre de côtés égal à celui des fourreaux. De préférence, il est prévu cinq fourreaux. Commodément, un autre fourreau peut être placé dans le polygone pour loger un autre élément combustible.
Les fourreaux peuvent comporter un matériau contenant du bore pour former l'absorbeur de neutrons et commodément, le matériau contenant du bore peut être placé entre le fourreau interne et les fourreaux externes.
L'invention sera décrite plus en détail en regard du dessin annexé à titre d'exemple nullement limitatif et sur lequel
la figure 1 est une coupe transversale d'un récipient rapporté destiné à six éléments combustibles nucléaires d'un réacteur à eau sous pression ; et
la figure 2 est une coupe transversale à plus grande échelle d'une partie du récipient rapporté représenté sur la figure 1.
la figure 1 est une coupe transversale d'un récipient rapporté destiné à six éléments combustibles nucléaires d'un réacteur à eau sous pression ; et
la figure 2 est une coupe transversale à plus grande échelle d'une partie du récipient rapporté représenté sur la figure 1.
Le récipient rapporté représenté sur la figure 1 présente une enveloppe externe 1 contenant cinq fourreaux 2 de section carrée qui sont disposés de façon que leur centre se trouve sur le cercle 3 représenté en traits mixtes qui est concentrique à l'enveloppe externe 1. Les bords internes 4 des cinq fourreaux forment les côtés d'un pentagone régulier.
Un autre fourreau 5 est disposé dans le pentagone. Chaque fourreau est destiné à loger un sous-assemblage combustible provenant d'un réacteur à eau sous pression. La structure de chaque fourreau sera décrite ci-après en se référant à la figure 2. Le fourreau comprend des manchons externe et interne 6, 7 en acier inoxydable, entre lesquels se trouve un espace B qui peut être rempli d'un absorbeur de neutrons.
Commodément, l'absorbeur de neutrons est un matériau contenant du bore. Un matériau approprié est une dispersion de carbure de bore dans une matrice d'aluminium comme celui produit par la Société Brooks and Perkins Inc. sous la marque déposée "Boral".
En service, la chaleur dégagée par les sousassemblages combustibles est transmise par conduction à l'en- veloppe 1 du récipient par un fluide tel que l'eau. Pour faciliter la circulation de l'eau, les fourreaux peuvent présenter des orifices 12 qui traversent les parois. Les orifices devraient comporter des parois cylindriques en acier inoxydable reliant les manchons interne et externe pour éviter tout contact entre l'eau et l'absorbeur de neutrons.
Dans une forme de réalisation particulière, la cavité formée à l'intérieur du fourreau est de 22,9 cm et le fourreau est de 436,9 cm de longueur, de sorte que le fourreau peut contenir un assemblage combustible destiné à un réacteur à eau sous pression qui comporte des aiguilles de combustible 9 dont chacune se compose d'une gaine 10 en alliage de zirconium et d'une pile de pastilles 11 de bioxyde d'uranium. Les aiguilles de combustible sont disposées en un réseau carré de 14 x 14 et les côtés du sous-assemblage ont u-ne longueur de 21,6 cm. L'absorbeur de neutrons situé dans l'espace 8 couvre toute la longueur des fourreaux 2 et le sous-assemblage combustible est donc entouré par 1'absor- beur de neutrons lorsqu'il se trouve dans le fourreau.
En service, pour transporter des sous-assemblages combustibles irradiés, le récipient rapporté est placé dans un château de transport et ce dernier est descendu dans le bassin de stockage d'un réacteur nucléaire où les sousassemblages combustibles sont placés dans les fourreaux. De l'eau est introduite dans le château et le récipient rapporté pour constituer un fluide de transmission de chaleur entre les sous-assemblages combustibles nucléaires et le conteneur externe de transport. L'eau agit également comme modérateur absorbant les neutrons. Le château et le récipient rapporté sont ensuite fermés hermétiquement et il est possible de transporter le château vers une installation de retraitement.
A l'installation de retraitement, le château peut être immergé dans un bassin de stockage rempli d'eau et le récipient rapporté peut être retiré et stocké sous l'eau dans le bassin jusqu'à ce que les assemblages combustibles qu'il contient soient retraités.
Pendant le transport et le stockage des combustibles nucléaires, il est essentiel que les conditions qui permettraient une excursion de criticité ne se manifestent pas. I1 est possible de calculer pour tout système particulier le facteur de multiplication effectif (keff) qui donne une indication de la réactivité du combustible. Si le facteur de multiplication effectif keff calculé est inférieur à l'unité, on considère que la réactivité est sous-critique. Dans la conception des châteaux de transport, il est courant d'opérer de façon que
keff + 3 < 0,95 où - est l'écart quadratique moyen. Pour le récipient rapporté décrit ci-dessus, on a effectué un calcul concernant un sous-assemblage combustible nucléaire non irradié comprenant des pastilles de bioxyde d'uranium enrichi à 3,6 DO de l'isotope 235U. Les pastilles étaient contenues dans des aiguilles de combustible disposées en un réseau carré de 14 x 14 avec un écartement entre axes des aiguilles de 15,4 mm. Les pastilles étaient contenues dans une partie centrale de chaque aiguille qui avait une longueur de 381 cm et qui était centrée dans le fourreau. Les calculs ont été répétés avec des pastilles de différents diamètres et les résultats obtenus sont indiqués ci-dessous.
keff + 3 < 0,95 où - est l'écart quadratique moyen. Pour le récipient rapporté décrit ci-dessus, on a effectué un calcul concernant un sous-assemblage combustible nucléaire non irradié comprenant des pastilles de bioxyde d'uranium enrichi à 3,6 DO de l'isotope 235U. Les pastilles étaient contenues dans des aiguilles de combustible disposées en un réseau carré de 14 x 14 avec un écartement entre axes des aiguilles de 15,4 mm. Les pastilles étaient contenues dans une partie centrale de chaque aiguille qui avait une longueur de 381 cm et qui était centrée dans le fourreau. Les calculs ont été répétés avec des pastilles de différents diamètres et les résultats obtenus sont indiqués ci-dessous.
Diamètre des pastilles keff or k + cm
0,71 0,7648 0,0110 0,7979
0,81 0,7815 0,0138 0,8229
0,91 0,8014 0,0132 0,8410
1,02 0,7555 0,0118 0,7909
On a répété les calculs pour des pastilles d'un diamètre de 0,91 cm dans des conditions dans lesquelles on a supposé que 10 W de la masse fissile étaient redistribués sous forme d'une boue déposée sur les surfaces inférieures du récipient rapporté. Lorsque le récipient rapporté est positionné de façon que les sous-assemblages combustibles soient horizontaux, la valeur calculée de keff est de 0,7872 avec un écart quadratique moyen de 0,0131, ce qui donne une valeur de keff + 3gr de 0,8265. Lorsque le récipient rapporté est positionné de façon que les sous-assemblages combustibles soient verticaux, la valeur calculée est de 0,8604 avec un écart quadratique moyen de 0,122, ce qui donne une valeur de keff + 3 g de 0,8970. Ces calculs montrent que même dans les conditions dans lesquelles certaines aiguilles de combustible présentent une rupture, la matière fissile ne forme pas une masse critique. Les valeurs calculées révèlent la grande marge de sécurité qui est offerte par le récipient rapporté décrit plus haut.
0,71 0,7648 0,0110 0,7979
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On a répété les calculs pour des pastilles d'un diamètre de 0,91 cm dans des conditions dans lesquelles on a supposé que 10 W de la masse fissile étaient redistribués sous forme d'une boue déposée sur les surfaces inférieures du récipient rapporté. Lorsque le récipient rapporté est positionné de façon que les sous-assemblages combustibles soient horizontaux, la valeur calculée de keff est de 0,7872 avec un écart quadratique moyen de 0,0131, ce qui donne une valeur de keff + 3gr de 0,8265. Lorsque le récipient rapporté est positionné de façon que les sous-assemblages combustibles soient verticaux, la valeur calculée est de 0,8604 avec un écart quadratique moyen de 0,122, ce qui donne une valeur de keff + 3 g de 0,8970. Ces calculs montrent que même dans les conditions dans lesquelles certaines aiguilles de combustible présentent une rupture, la matière fissile ne forme pas une masse critique. Les valeurs calculées révèlent la grande marge de sécurité qui est offerte par le récipient rapporté décrit plus haut.
Il va de soi que de nombreuses modifications peuvent être apportées au récipient décrit et représenté sans sortir du cadre de l'invention.
Claims (5)
1. Récipient rapporté pour un chanteau de transport de combustible nucléaire, récipient caractérisé en ce qu'il comporte plusieurs fourreaux (2) de section carrée qui sont réalisés en un matériau absorbeur de neutrons pour loger des éléments combustibles nucléaires, lesdits fourreaux (2) étant disposés de façon que leur centre se trouve sur un cercle (3Y qui est concentrique avec le centre du récipient rapporté (1) et qu'un bord (4) de chaque fourreau forme au moins une partie d'un côté d'un polygone régulier présentant un nombre de côtés égal à celui des fourreaux, ces derniers présentant des parois externe (6) et interne (7) pour délimiter entre elles un espace destiné à contenir un absorbeur de neutrons.
2. Récipient rapporté selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il présente des orifices (12) reliés entre eux pour faire communiquer lesdites parois.
3. Récipient rapporté selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comporte cinq fourreaux.
4. Récipient rapporté selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'un autre fourreau (5) est placé dans le polygone pour contenir un élément combustible supplémentaire.
5. Récipient rapporté selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'absorbeur de neutrons contenu dans les parois comprend un matériau contenant du bore.
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