FR2496318A1

FR2496318A1 - Reacteur nucleaire a derive spectrale mecanique comprenant, sur la tete de fermeture de sa partie superieure, des moyens de translation relies a des elements de deplacement de l'eau de refroidissement, et a des moyens de guidage des elements precites

Info

Publication number: FR2496318A1
Application number: FR8123425A
Authority: FR
Inventors: Donald Guyer Sherwood; Robert Byron Salton; John Francis Wilson; Howard Frank Fensterer
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1980-12-16
Filing date: 1981-12-15
Publication date: 1982-06-18
Also published as: JPS57124291A; GB2089556A; ZA818399B; FR2496318B1; JPS645664B2; ES507952A0; ES8403649A1; EP0054238B1; KR830008334A; KR900001800B1; DE3174266D1; CA1175164A; EP0054238A1; IT8125606A0; GB2089556B; IT1140331B; ATE18957T1

Abstract

CE REACTEUR 20 COMPORTE UN MECANISME POUR INTRODUIRE DES ELEMENTS 40 DE DEPLACEMENT DANS LE COEUR 34 ET LES EN RETIRER, POUR MODIFIER DE MANIERE SELECTIVE LE VOLUME D'EAU DE MODERATION DANS LE COEUR ET, DE CE FAIT, FAIRE VARIER LA REACTIVITE DU COEUR. CET APPAREIL COMPREND DES MECANISMES 38 DE TRANSLATION QUI PERMETTENT DE DEPLACER LES ELEMENTS DE DEPLACEMENT PAR RAPPORT AU COEUR, ET DES MECANISMES 42 DE GUIDAGE AFIN DE GUIDER LES BARRES 40 DE DEPLACEMENT DANS LA CUVE 22 DU REACTEUR. APPLICATIONS NOTAMMENT A LA COMMANDE MECANIQUE PAR DERIVE SPECTRALE DES REACTEURS A EAU SOUS PRESSION.

Description

Réacteur à dérive spectrale mécanique.

La présente invention se rapporte à une commande de réacteur

par dérive spectrale et elle concerne plus précisément des moyens mécani-

ques pour commander un réacteur par dérive spectrale. Dans les réacteurs nucléaires caractéristiques, on ajuste la réactivité en modifiant la quantité de substances (poisons) d'absorption

des neutrons dans le coeur du réacteur. D'une manière générale, on utili-

se des barres de commande qui absorbent les neutrons et on réalise cette

fonction d'ajustement de la réactivité en modifiant le nombre et la posi-

tion de ces barres de commande par rapport au coeur du réacteur. Outre des

barres de commande, on peut utiliser des poisons consommables et des poi-

sons dissous dans le fluide de refroidissement du réacteur afin d'ajuster

la réactivité.

Dans les constructions classiques de réacteurs à eau sous pression, on prévoit au démarrage un excédent de réactivité dans le coeur du réacteur de sorte que, la réactivité diminuant au cours de la vie du coeur, cette réactivité en excès pourra être utilisée pour prolonger la durée de vie du coeur. Du fait qu'un excédent de réactivité est prévu dans

le coeur du réacteur au début de la vie du coeur, une substance d'absorp-

tion des neutrons, telle que le bore soluble, doit être placée dans le

coeur à ce moment-là afin de permettre un ajustement correct de cet excé-

dent de réactivité. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que di-

minue la réactivité, la substance d'absorption des neutrons est retirée

progressivement du coeur du réacteur. La substance d'absorption des neu-

trons absorbe les neutrons et élimine du coeur du réacteur un excédent de réactivité qui pourrait être utilisé, d'autre part, avec plus de profit

comme, par exemple, dans la production de plutonium combustible. Ce pro-

cédé de réduction de la réactivité sans formation d'un produit utile a pour conséquence un appauvrissement en uranium avec un rendement plus faible et des coûts de combustible plus élevés que ceux que l'on pourrait obtenir

par ailleurs.

Un procédé permettant d'obtenir une durée de vie prolongée du coeur tout en réduisant la quantité de substance d'absorption des neutrons dans le coeur d'un réacteur à eau lourde, consiste à utiliser la "commande par dérive spectrale". Dans ce cas, on réduit l'excédent de réactivité (et donc la substance d'absorption des neutrons) en remplaçant par de l'eau ordinaire une partie importante du fluide de refroidissement du réacteur à eau lourde, ce qui retarde la réaction en chaîne en dérivant le spectre

des neutrons vers des énergies plus hautes et permet au réacteur de fonc-

tionner à sa puissance maximum avec une quantité réduite de substance d'absorption des neutrons. Cette dérive du spectre des neutrons vers un spectre durci provoque également la conversion d'une plus grande quantité d'uranium 238 en plutonium qui est utilisé ensuite pour produire de la chaleur. La dérive d'un spectre "mou" vers un spectre "dur" a donc pour conséquence qu'un plus grand nombre de neutrons sont consommés de manière utile par l'uranium 238 plutôt que par des poisons. Au fur et à mesure que diminue la réactivité, l'eau ordinaire est remplacée progressivement par de l'eau lourde de manière à maintenir un niveau correct de réactivité du coeur du réacteur. A la fin de la vie du coeur, toute l'eau ordinaire a sensiblement été remplacée par de l'eau lourde tandis que la réactivité du coeur a été maintenue. On peut donc commander le réacteur sans utiliser de

substance d'absorption des neutrons et sans utiliser un excédent de réac-

tivité au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies significati-

ves de coût de l'uranium combustible. La production supplémentaire de plu-

tonium réduit également les besoins d'enrichissement en uranium 235.

Bien qu'il existe dans l'art antérieur de nombreuses manières de commander un réacteur nucléaire, il est nécessaire de disposer d'un

appareil pour régler la modération du coeur du réacteur de manière à réa-

liser une réduction des cots de l'uranium combustible et un prolongement

de la durée de vie du coeur du réacteur.

On peut prévoir, dans un réacteur à dérive spectrale, un élé-

ment de déplacement de l'eau qui peut être retiré du coeur du réacteur afin de faire varier de manière sélective le volume d'eau de modération dans le

coeur et, de ce fait, modifier la réactivité du coeur.

La présente invention a pour objet principal de fournir un moyen fiable pour guider ces éléments de déplacement de l'eau lors de leur

introduction dans le coeur ou lors de leur retrait.

- Afin de réaliser cet objet, la présente invention consiste en

un réacteur nucléaire à eau sous pression et à dérive spectrale, ce réac-

teur comprenant une cuve avec une entrée et une sortie pour la circulation de l'eau de refroidissement et comportant à sa partie supérieure une tête

de fermeture, et un coeur nucléaire enfermé dans la cuve, ce coeur compre-

nant des assemblages combustibles, plusieurs éléments de déplacement de

l'eau étant montés de manière à pouvoir coulisser à l'intérieur. Ce réac-

teur nucléaire est caractérisé en ce que des moyens de translation sont montés sur la tête de fermeture et sont reliés aux éléments de déplacement,

et en ce que des moyens de guidage sont placés dans la cuve du réacteur au-

dessus des assemblages combustibles afin de recevoir et guider ces élé-

ments de déplacement dans la partie supérieure de la cuve.du réacteur.

La présente invention sera bien comprise à la lecture de la

description suivante faite en relation avec les dessins ci-joints, dans

lesquels: - la figure 1 est une vue en coupe verticale de la cuve du réacteur;

- la figure 2 est une vue en coupe verticale de la partie su-

périeure de l'assemblage combustible;

- la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie in-

férieure de l'assemblage combustible;

- la figure 4 est une vue en perspective des barres de dépla-

cement et de leur assemblage combustible respectif; - la figure 5 est une vue en coupe verticale de la structure de guidage des barres de déplacement; - la figure 6 est une vue en coupe suivant le plan de coupe VI-VI de la figure 5; - la figure 7 est une vue schématique représentant un quart de coeur du réacteur; - la figure 8 est une vue à plus grande échelle d'une partie du quart de coeur de la figure 7; - la figure 9 est une vue à plus grande échelle d'une autre partie du quart de coeur de la figure 7;

- la figure 10 est une vue schématique en coupe d'un assembla-

ge combustible caractéristique; et - la figure 11 est une vue schématique représentant une coupe

du coeur.

On se reportera à la figure 1. Le réacteur nucléaire est re-

péré par la référence générale 20 et il comprend une cuve 22 à la partie supérieure de laquelle est fixée une tête amovible 24 de fermeture. Une tubulure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie sont reliées à la cuve

22 du réacteur pour permettre la circulation d'un fluide de refroidisse-

ment, tel que de l'eau, dans la cuve 22 du réacteur. Une plaque 30 faisant partie du coeur, disposée à la partie inférieure de la cuve 22 du réacteur, sert à supporter les assemblages combustibles 32. Ces derniers sont placés dans la cuve 22 du réacteur dont ils constituent le coeur 34. Comme il est bien connu de l'homme de l'art, les assemblages combustibles 32 produisent de la chaleur par fission nucléaire de l'uranium qu'ils contiennent. Le fluide de refroidissement du réacteur traversant la cuve 22 du réacteur en vue d'un échange de chaleur avec les assemblages combustibles 32 transmet la chaleur des assemblages combustibles 32 à un appareillage électrogène

situé à une certaine distance du réacteur nucléaire 20. Plusieurs mecanis-

mes 36 de translation des barres de commande, qui peuvent être choisis par-

mi ceux qui sont bien connus de l'homme de l'art, sont montes sur la tête

24 de fermeture pour permettre de plonger les barres de commande (non repré-

sentées) dans les assemblages combustibles 32 Ou les en retirer. En outre,

plusieurs mécanismes 38 de translation des barrss de déplacement sont mon-

tés également sur la tate 24 de fermeture pour permettre de plonger ces barres 40 de déplacemenit dans les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. Ces mecanismes 38 de translation des barres de déplacement peuvent être analogues à celui qui est décrit dans la demande de brevet américain n 217 055. Pour la clarté de l'illustration, seules quelques barres 40 de

déplacement sélectionnées sont représentees à la figure 1. Il est bien en-

tendu, cependant, que le nombre de barres 40 de déplacement est choisi de

manière à correspondre au nombre de tubes de guidage des barres de déplace-

ment dans les assemblages combustibles 32. Plusieurs structures 42 de gui-

dage des barres de déplacement sont situées dans la partie supérieure de la

cuve 22 du réacteur, chacune de ces structures se trouvant dans l'aligne-

ment d'un mécanisme 38 de translation des barres de déplacement, afin de

guider le mouvement de ces barres 40 de déplacement dans la partie supé-

rieure de la cuve 22 du réacteur. Une calandre 44 peut être prévue entre les assemblages combustibles 32 et les structures 42 de guidage des barres de déplacement; cette calandre comprend plusieurs tubes creux en acier

inoxydable disposés dans le prolongement linéaire de chaque barre de dépla-

cement et de chaque barre de commande afin d'assurer-le guidage de chacune

de ces différentes barres dans la région de la calandre et réduire au mini-

mum les vibrations provoquées dans ces barres par l'écoulement du fluide

de refroidissement.

On se reportera maintenant aux figures 2 à 4. Les assemblages combustibles 32 comprennent des éléments combustibles 48, des sommiers 50, une tubulure inférieure 52, une tubulure supérieure 54 et des tubes 56 de guidage. Les éléments combustibles 48 peuvent être constitués de tubes

métalliques cylindriques allongés qui contiennent des pastilles de combus-

tible nucléaire et dont les deux extrémités sont scellées par des bouchons

d'extrémité. Les éléments combustibles 48 peuvent être disposés en un ré-

seau sensiblement carré de 20 x 20 éléments et ils sont maintenus en place par des sommiers 50. Les tubes 56 de guidage, qui peuvent être au nombre

de 25, sont disposés en un réseau de 5 x 5 dans chaque assemblage combus-

tible 32. Chaque tube 56 de guidage occupe l'espace d'environ quatre élé-

ments combustibles 48 et se prolonge depuis la tubulure inférieure 52 jusqu'à la tubulure supérieure 54 de manière à supporter les sommiers 50, la tubulure supérieure 54 et la tubulure inférieure 52. Les tubes 56 de guidage peuvent être constitués de tubes métalliques cylindriques creux fabriqués en Zircaloy et pouvant contenir des barres telles que des barres de déplacement ou des barres de commande. Les barres 40 de déplacement

et les barres de commande sont fabriquées approximativement aux mêmes di-

mensions, de sorte que chaque tube 56 de guidage peut contenir aussi bien

une barre de déplacement qu'une barre de commande. Lorsqu'ils ne contien-

nent pas de barre, les tubes 56 de guidage sont remplis de fluide de re-

froidissement du réacteur; cependant, lorsqu'elles sont introduites dans les tubes 56 de guidage, les barres 40 de déplacement expulsent l'eau de

refroidissement contenue dans les tubes.

Les sommiers 50 sont placés en divers points le long de l'as-

semblage combustible 32 et ils servent à maintenir les éléments combusti-

bles 48 et les tubes 56 de guidage écartés les uns des autres d'une dis-

tance appropriée, et à permettre la circulation du fluide de refroidisse-

ment du réacteur en vue d'un échange de chaleur avec les éléments combus-

tibles 48. On trouvera une description plus détaillée d'un sommier analo-

gue dans les brevets américains nOS 3 379 617 et 3 379 619. Comme on peut

le voir à la figure 4, les barres 40 de déplacement sont des barres cy-

lindriques allongées sensiblement creuses qui sont constituées de Zircaloy.

Les barres 40 de déplacement peuvent également contenir des pastilles de

Zro2 ou d'A1203 qui lestent la barre et augmentent sa capacité d'abaisse-

ment. Les barres 40 de déplacement sont disposées dans le prolongement li-

néaire des tubes 56 de guidage, de sorte qu'elles peuvent être introduites

dans les tubes lorsqu'on le désire. Les barres 40 de déplacement sont sup-

portées par un dispositif commun appelé croisillon 58. Le croisillon 58

consiste en un moyeu 60 muni de bras 62 partant radialement de ce moyeu 60.

Les barres 40 de déplacement sont fixées individuellement à chaque bras 62

de manière à former une disposition qui correspond à la disposition des tu-

bes 56 de guidage dans lesquels peuvent être introduites les barres de dé-

placement. Le croisillon 58 est monté sur un arbre 64de translation qui est relié au mécanisme 38 de translation des barres de déplacement. La mise en

mouvement de ce mécanisme 38 de translation des barres de déplacement pro-

voque l'abaissement ou le relèvement de l'arbre 64 de translation et, de ce fait, l'introduction des barres 40 de déplacement dans les assemblages combustibles 32 du coeur 34 ou le retrait de ces barres des assemblages combustibles. Il est important de noter que chaque croisillon 58 est disposé de manière à pouvoir introduire les barres 40 de déplacement dans plus d'un assemblage combustible 32. Par exemple, comme le représente la figure 4, le croisillon 58 permet d'introduire vingt-cinq barres de déplacement dans l'assemblage combustible central 32 et quatre barres de déplacement dans chacun des quatre assemblages combustibles contigus. ïe cette manière, les

barres 40 de déplacement peuvent être introduites dans les assemblages com-

bustibles 32 et en être retirées sans qu'il soit nécessaire d'augmenter le

nombre de croisillons et de mécanismes de translation.

On se reportera maintenant aux figures s5 et 6. Des structures

42 de guidage des barres de déplacement comprennent plusieurs guides tubu-

laires fendus 70 qui sont conçus pour permettre le passage de barres telles que des barres de déplacement ou des barres de commande. Ces structures 42 de guidage des barres de déplacement sont situées entre la calandre 44 et

la tête 24 de fermeture-comme le représente la figure 1 et elles sont dis-

posées de manière à correspondre à chaque mécanisme 38 de translation des barres de déplacement. Plusieurs plaques 72 d'écartement sont situées en divers points le long des guides tubulaires fendus 70 et, avec ces derniers,

elles servent à guider les barres 40 de déplacement dans la partie supé-

rieure de la cuve 22 du réacteur. Comme on peut le voir à la figure 6, huit guides tubulaires fendus 70 peuvent être prévus pour guider les barres 40 de déplacement. Les "fentes" des guides tubulaires fendus 70, ainsi que les rainures 74 formées dans les plaques 72 d'écartement, autorisent le passage du croisillon 58 tout en maintenant l'alignement des barres avec les tubes 56 de guidage dans les assemblages combustibles 32. Une ouverture centrale 76 est prévue également dans les plaques 72 d'écartement pour le logement

de l'arbre 64 de translation, de manière à permettre le passage du croi-

sillon 58.

On se reportera de nouveau à la figure 1. La calandre 44, qui comprend un grand nombre de bubes, assure le guidage des barres, telles

que les barres 40 de déplacement, dans la région de la calandre. En géné-

rai, les tubes de la calandre 44 ne sont pas des tubes fendus, comme c'est le cas pour les guides tubulaires fendus 70, de sorte que l'abaissement

du croisillon 58 est arrêté au voisinage de l'extrémité supérieure des tu-

bes de la calandre. Lorsque leur mouvement d'abaissement est arrêté à la

partie supérieure de la calandre 44, toutes les barres traversent les tu-

bes de la calandre et sont-plongées complètement dans l'assemblage combus-

tible 32. En étant introduites dans les tubes de la calandre, les barres

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sont protégées contre l'écoulement du fluide de refroidissement du réac-

teur, ce qui réduit donc au minimum les vibrations qui, sinon, pourraient

être provoquées par la vitesse élevée du fluide de refroidissement du ré-

acteur dans cette région.-

Dans la présente invention décrite, au moins trois types dif-

férents de barres peuvent être introduites dans les tubes 56 de guidage.

Par exemple, des barres de déplacement, des barres de commande et des barres grises peuvent être disposées de manière à être introduites dans

les tubes 56 de guidage. Toutes ces barres ont approximativement les mé-

mes dimensions et la même forme mais les substances dont elles sont cons-

tituées, sont différentes car elles remplissent des rôles différents. Les barres 40 de déplacement, qui peuvent être des tubes creux à parois minces ou peuvent contenir une substance d'absorption des neutrons lents, telle

que des pastilles de ZrO2 ou d'A1203, sont utilisées pour déplacer le flui-

de de refroidissement du réacteur et, par conséquent, pour commander la mo-

dération du réacteur. Les barres de commande contiennent une substance d'absorption des neutrons, comme il est bien connu de l'homme de l'art, et

elles servent à commander la réactivité du coeur d'une manière générale-

ment bien connue. Les barres grises sont analogues aux barres 40 de dépla-

cement mais elles sont constituées d'une substance d'absorption des neu-

trons intermédiaires, telle que l'acier inoxydable, de sorte que leur va-

leur de réactivité est supérieure à celle des barres 40 de déplacement.

On se reportera maintenant aux figures 7 à Il qui représentent, dans un quart de coeur, la disposition des éléments combustibles 48, des barres 40 de déplacement, des barres 80 de commande, des barres grises 82 et des emplacements 84 dépourvus de barres. Il est bien entendu que la

forme complète du coeur du réacteur peut être reconstituée par extrapola-

tion du quart de coeur représenté à la figure 7. En fait, le quart de coeur représenté à la figure 7 est une image symétrique du huitième de coeur,

l'axe de symétrie étant la droite A-A de la figure 7. On a cependant re-

présenté le quart de coeur de la figure 7 pour la clarté de l'illustration.

Comme on peut le voir à la figure 10, chaque assemblage com-

bustible 32 comprend un réseau d'éléments combustibles 48 et un réseau de tubes 56 de guidage. D'une manière générale, des barres 80 de commande et

des barres grises 82 sont utilisées uniquement dans les tubes 56 de guida-

ge placés en diagonale, tandis que des barres 40 de déplacement sont uti-

lisées généralement dans tous les tubes 56 de guidage d'un assemblage com-

bustible donné. En outre, un tube 88 pour appareils est prévu au voisina-

ge du centre de chaque assemblage combustible 32 pour recevoir des appa-

reils de transfert de données tels que des chamibres mobiles de fission.

Bien qu'étant essentiellement identique à celui qui est représenté à la figure 10, chaque assemblage combustible 32 peut remplir une fonction différente, selon que les tubes 56 de guidage sont occupés par le fluide de refroidissement du réacteur, les barres 40 de déplacement, les barres de commande ou les barres grises 82. Les barres 40 de déplacement et

les barres grises 82 sont choisies généralement de nanire à avoir appro-

ximativement les mentes di;ensions afin de déplacer sesiblemeie ie même

volume d'eau. Cependant3 'es barres grises 82 peuvGent âtre des barres cy-

lindriques à parois épaisses en acier inc:rydable et Élu. présentent indi-

viduellement une valeur de réactivité supérieure a celle des barres 40 de déplacement, de sorte qu'eles euVent étre utilisées pour compenser les

effets xénon transitoires pendant les oprati qui 3ui-ent l'enfourne-

ment, en plus du diolacement du modérateur.

Oin se reportera maintenant à l figure 11. Un assemblage com-

bustible 32 dans lequel ne sont utilisées aucune barre 80 de commande ni

aucune barre grise 82 mais dans lequel des barres d0 de déplacement uni-

quement sont utilisées dans les tubes 55 de guidage! est appelé générale-

ment assemblage 90 de déplacemento Un assemblage 3c;bustible 32 dans le-

quel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres

de commande, mais aucune barre grise, est appelé assemblage 92 de com-

mande. De même, un assemblage combustible 22 dans lequel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres grises 82, est appelé assemblage gris 94. On doit bien noter qu'à la figure 11, des éléments

combustibles 48 ont été omis pour des raisons de clarté et que les assem-

blages combustibles sont analogues à ceux qui sont représentés à la figu-

re 10.

On continuera 6 se reporter 6 la figure 11. Chacune des barres

de commande et des barres grises 82 est fix:e a un croisillon (non re-

présente) analogue au croisillon 585 excepté que le croisillon de support

des barres 80 de commande ou des barres grises 82 n'est associe géenérale-

ment qu'à un assemblage combustible, De'tte mmnière, toutes les barres 80

de commande ou les barres grises 82 d'un assemblage combustible donné peu-

vent être relevées ou abaissées à l'aide d'un seul mécanisme de transla-

tion. En outre, du fait que chaque croisillon 58 de support des barres de déplacement peut se prolonger dans les assemblages contigus (comme on l'a représenté dans la partie centrale de la figure 11 et à la figure 4), le mouvement du croisillon 58 de support des barres de déplacement affecte

la commande de cinq assemblages combustibles etréduit le nombre nécessai-

re de mécanismes de translation des barres de déplacement. Bien entendu, à la périphérie du quart de coeur (comme le représente la figure 7), des croisillons particuliers peuvent déplacer des barres en nombre inférieur

au nombre habituel de barres, du fait qu'il n'y a pas d'assemblages com-

bustibles contigus ou parce qu'il existe des emplacements 84 dépourvus

de barres.

On se reportera de nouveau aux figures 8 et 9 qui consti-

tuent la figure 7. Elles représentent la disposition d'un quart de coeur, chaque rangée ou rangée partielle étant numérotée de 100 à 114 et chaque colonne ou colonne partielle étant numérotée de 116 à 130 et comprenant Assemblage combustible 1,00, , ,

100,

, , , , 102, 102, 102, 102,

102,

102, 102, 102,

104,

104, 104, 104, 104,

104,

104, 104, quart d'assemblage de déplacement demi-assemblage de commande demi-assemblage de déplacement demi-assemblage de commande demiassemblage de déplacement demi-assemblage de commande demi-assemblage de déplacement

demi-assemblage gris.

demi-assemblage de commande assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande

assemblage complet de déplacement.

demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage partiel de commande dépourvu de barres 106, 106, 106, 106,

106,

106, 106, 106, demi-assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage compl et commande de déplacement de commande de déplacement de cmnde de déplacement de commande

de dépla.cement.

108,

108, 108, 108, 108,

108,

108, demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assembl age assemblage assemblage assemblage assemblage compl et complet complet complet complet de déplacement de commande de déplacement de commande

de déplacement.

, ,

110,

, , , , 112, 112, 112, 112,

112,

112, demi-assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel demiassemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement

dépourvu de barres.

114, 114,

114,

114, Comme demi-assemblage gris assemblage complet de assemblage partiel de assemblage complet de on peut le voir d'après 1 déplacement commande dépourvu de barres déplacement.

a description ci-dessus du quart

de coeur, la configuration du coeur basée sur ce concept peut être illus-

trée d'une manière générale comme le représente la figure 11. Fondamenta-

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il lement on choisit, comme assemblage combustible au centre du noyau complet et représenté par l'assemblage combustible 100, 116 de la figure 7, soit

un assemblage 92 de commande ou, de préférence, un assemblage 90 de dépla-

cement. Une fois que ce choix est fait, les quatre assemblages combusti-

bles immédiatement contigus aux faces planes de l'assemblage combustible

* central, sont choisis dans un autre type tandis que les assemblages com-

bustibles situés sur la diagonale sont choisis dans le même type que l'assemblage central. Cette disposition est répétée ensuite de manière alternée. Par exemple on a choisi, comme assemblage combustible central 100, 116 à la figure 7, un assemblage 90 de déplacement de sorte que les

assemblages combustibles contigus à ses faces planes sont soit des assem-

blages 92 de commande ou des assemblages gris 94, tandis que ceux qui sont

situés sur la diagonale sont des assemblages 90 de déplacement. Cette dis-

position est répétée de manière alternée jusqu'à ce qu'on ait atteint la

périphérie du coeur o on peut choisir, comme derniers assemblages combus-

tibles, des assemblages hybrides basés sur la physique nucléaire du coeur en particulier. Pour déterminer si le choix d'un assemblage en particulier doit se porter sur un assemblage 92 de commande ou sur un assemblage gris

94, on choisit d'abord le nombre et l'emplacement des assemblages de com-

mande nécessaires en se basant sur une conception classique du coeur. Les autres assemblages qui ne sont pas des assemblages 92 de commande, sont

utilisés alors comme assemblages gris 94. On peut ainsi disposer sensible-

ment la totalité du coeur en faisant alterner les assemblages de dépla-

cement et les assemblages de commande ou les assemblages gris, tous lesassemblages combustibles étant desservis par au moins un croisillon 58 de

support des barres de déplacement et chacun de ces croisillons 58 desser-

vant généralement cinq assemblages combustibles. En outre, chaque assem-

blage combustible est desservi par au moins un mécanisme de translation

des barres de déplacement, des barres de commande ou des barres grises.

La disposition illustrée du coeur fournit un moyen d'ajuster le

spectre des neutrons par "dérive spectrale" en réglant le volume du modé-

rateur dans le coeur. On peut effectuer cette opération en déplaçant l'eau

de refroidissement du coeur et en la remplaçant à certains moments appro-

priés afin de modifier la modération du coeur. Des barres 40 de déplace-

ment et des barres grises 82 peuvent être utilisées pour effectuer cette

modification de modération.

En fonctionnement, toutes les barres 40 de déplacement et toutes les barres grises 82 sont introduites dans le coeur 34 au début de la vie

du coeur. Cependant, aucune des barres 80 de commande ne doit être néces-

sairement introduite à ce mnoment-Ià. L'introdsuction des barres 40 de dépla-

cement et des barres grises 82 s'effectue par la mise en mouvement du mé-

canisme approprié de transt'-ion tel que le m6canisrie 8 de translation des

barres de déplacement. Lorsque ce mécanismne de transiat'ion est mis en mouve-

ment, les barres 40 de dilaceent et les barre5s 82 plongent dans les tubes apprcipriés ee guidage 3disposés dans li ass.;lges combustibles 32, Las Lbrres ce ddlacerernÉ et ls lbarres grisee vsac eront ileur volume de f!uide e refrodissenit (ea.u) dimir-juant ains.e 3 vOums -du lo/dérateur dans le coeur 34. La dciiA i'utoio1 u d-!ateur d-lurcf e sgectre des neutrons du coeur et augmnte n a t rodu iF, -de 'luto.ica. Ce risse i nit du spectre

des ï-i'+ - 'est. id,_ _r o7era I- s ptra l erCe spec-.

tre plus dur des lerus-,pe.irue les.-soin enensation chimique

par l'e Il.... a p,-'n Ja.cb-c %pena r atorn u modéraq-

teur plus rngatif I,.ii b _h e o lMeu 61imcia be!Ds be;S asn poisons consoe-

mables. Au fur et é mesur e que ranium com rbut db l r e ans le coeur s'appauvrit au cou-s de la vie du coeur, un, ceîtain noibre de barres 40 de déplacement et (ouj baerres gr'ises 82 peuvent i-re ret'ir-es du coeur par

la mise en mouvemenat d'e leurs mocaisnmes approprii s rci "de transla-

tion. Le retrait de ces barres Vpe),metz ll'nrel dIune ni: plus impor-

tante d'eau de modération dan;s la r-gion du coeur et a,'.i-en donc la mo-

dération du coeur. In fait, oette ration a pour effe%. d'introduire une

valeur de rtactiuvit. un aussnt sO 1 'appaudruiss:z.zca- cmlbustible pro-

voque une d-minuticn ne la valeur de ractivit.6o ractit d-u coeur peut donc être mainrtenue à des niveaux appropriés -,endant un temps plus

long. Le retrait des barres peut se poursuijvre à un rgme choisi (en fonc-

tion de l'état du ^ccur. jusqu'à ce que3 uers la ?inda-i, v^ie du coeur, toutes les barres -0 de dp!-cemenrt et Toutes 7es barres grises 82 aient

été retirées du coeur, La slection et la manipulation des barres de dé-

placement peuvevit s'oprer de.a manière décrite dans la demande de brevet

américain n= 217 054.

Les barres de déplacement peuvent tre utilisées au démarrage

pour déplacer environ 20 % du vollume d'eau du coeur et elles peuvent res-

ter plongees dans le coeur jusqu'à ce que la concentration dela compensa-

tion en bore soit voisine de zéro p.p.rim., ce qui se produit à environ 60 %, du cycle du combustible. Une telle utilisation des barres de déplacement

peut, avoir comme effet une diminution de 10 9 environ des besoins en ura-

nium combustible pour une durée de vie donnée du coeur et, en consequence,

% d'économie des coots de combustible. En outre, l'utilisation de bar-

res de poisons consommables peut être effectivement éliminée, ce qui re-

présente une réduction supplémentaire des coûts.

La présente invention n'est pas limitée aux exemples de réalisa-

tion qui viennent d'être décrits, elle est au contraire susceptible de va-

riantes et de modifications qui apparaîtront à l'homme de l'art.

R E Y E N D I C A T I 0 N S

1. Réacteur nucléaire à eau sous pression et à dérive spectrale, comprenant une cuve (22) de réacteur avec une entrée (26) et une sortie (28) pour la circulation de l'eau de refroidissement et comportant à sa partie supérieure une tête (24) de fermeture, et un coeur nucléaire (24) enfermé

dans la cuve, ce coeur comprenant des assemblages combustibles (32), plu-

sieurs éléments (40) de déplacement de l'eau étant montés de manière à pouvoir coulisser à l'intérieur, ce réacteur nucléaire étant caractérisé en ce que des moyens (38) de translation sont montés sur la tête (24) de fermeture et sont reliés aux éléments (40) de déplacement; et en ce que

des moyens (42) de guidage sont placés dans la cuve (22) du réacteur au-

dessus des assemblages combustibles afin de recevoir et guider ces élé-

ments (40) de déplacement dans la partie supérieure de la cuve du réacteur.

2. Réacteur nucléaire suivant la revendi!ation 1, caractérisé en ce que plusieurs tubes (44) sont alignés entre les moyens (42) de guidage et les assemblages combustibles (32) afin de guider les éléments (40) de

déplacement à partir des moyens (42) de guidage et jusque dans les assem-

blages combustibles (32) tout en empêchant les vibrations provoquées dans

les éléments (40) de déplacement par l'écoulement du fluide de refroidisse-

ment.

3. Réacteur nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé en ce que les éléments (40) de déplacement sont fixés à un croisillon (58) qui permet de déplacer simultanément ces éléments (40) de déplacement; en ce qu'un arbre (64) de translation est solidaire du croisillon (58) et se prolonge à travers la tête (24) de fermeture; et en ce qu'un moyen (38) de translation monté sur la tête (24) de fermeture est relié à l'arbre (64) de translation afin d'introduire les éléments (40) de déplacement dans les

assemblages combustibles (32) et les en retirer.

4. Réacteur nucléaire suivant la revendication 3, caractérisé en ce que le moyen (42) de guidage comprend plusieurs guides tubulaires fendus (70) placés dans la cuve (22) du réacteur au-dessus des assemblages combustibles (32) et capables de recevoir les éléments (40) de déplacement afin de guider ces derniers dans les tubes (56); et plusieurs plaques (72) d'écartement fixées aux guides tubulaires fendus (70) afin de supporter et

maintenir écartés ces guides tubulaires fendus (70).

5. Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications

1 à 4, caractérisé en ce que les éléments (40) de déplacement sont des bar-

res cylindriques creuses contenant des pastilles d'A1203.