FR2497997A1 - Assemblage combustible pour reacteurs nucleaires - Google Patents
Assemblage combustible pour reacteurs nucleaires Download PDFInfo
- Publication number
- FR2497997A1 FR2497997A1 FR8123428A FR8123428A FR2497997A1 FR 2497997 A1 FR2497997 A1 FR 2497997A1 FR 8123428 A FR8123428 A FR 8123428A FR 8123428 A FR8123428 A FR 8123428A FR 2497997 A1 FR2497997 A1 FR 2497997A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- fuel assembly
- teeth
- guide tube
- fuel
- plate
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 59
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims abstract description 24
- 238000009499 grossing Methods 0.000 claims 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 17
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 17
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 16
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 15
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 6
- 238000004873 anchoring Methods 0.000 description 5
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 4
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 4
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000003595 spectral effect Effects 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000963 austenitic stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000001934 delay Effects 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000004043 responsiveness Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
- G21C3/3305—Lower nozzle
-
- 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
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- 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
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
- G21C3/3315—Upper nozzle
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- 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
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Snaps, Bayonet Connections, Set Pins, And Snap Rings (AREA)
- Loading And Unloading Of Fuel Tanks Or Ships (AREA)
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
- Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)
Abstract
ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE POUR REACTEURS NUCLEAIRES. CET ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE COMPREND UN MECANISME 84 DE VERROUILLAGE PERMETTANT DE VERROUILLER L'ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE SUR LA PLAQUE 30 DU COEUR D'UN REACTEUR NUCLEAIRE. CE MECANISME 84 DE VERROUILLAGE COMPREND UN DISPOSITIF 108 A CLIQUET QUI PERMET DE VERROUILLER FACILEMENT L'ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE SUR LA PLAQUE DU COEUR MAIS EMPECHE TOUT DEVERROUILLAGE EXCEPTE LORSQUE LE CLIQUET EST DEGAGE. APPLICATIONS: NOTAMMENT AUX ASSEMBLAGES COMBUSTIBLES POUR REACTEURS NUCLEAIRES, COMPORTANT DES MECANISMES SOLIDAIRES DE VERROUILLAGE.
Description
Assemblage combustible pour réacteurs nucléaires.
La présente invention se rapporte à des assemblages combustibles pour réacteurs nucléaires et elle concerne plus précisément des assemblages combustibles comportant des méca-
nismes solidaires de verrouillage.
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 utilise des barres de commande qui
absorbent les neutrons et on réalise cette fonction d'ajuste-
ment de la réactivité en modifiant le nombre et la position
de ces barres de commande par rapport au coeur du réacteur.
Outre des barres de commande, on peut utiliser des poisons
consommables et des poisons dissous dans le fluide de refroi-
dissement du réacteur afin d'ajuster la réactivité.
Dans les constructions classiques de réacteurs à
eau sous pression, on prévoit au démarrage un excédent de ré-
activité 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'absorption des neutrons, telle que le bore soluble, doit &tre placée dans le coeur à ce moment-là afin de permettre un ajustement correct de cet excédent de réactivité. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que diminue la réactivité,
la substance d'absorption des neutrons est retirée progressive-
ment du coeur du réacteur, de sorte qu'on peut utiliser l'excé-
dent initial de réactivité. Bien que cette disposition fournis-
se un moyen de commande d'un réacteur nucléaire au cours d'une durée de vie prolongée du coeur, la substance d'absorption des neutrons utilisée pendant la vie du coeur absorbe les neutrons
et supprime dans le coeur du réacteur un excédent de réactivi-
té qui pourrait être utilisé, d'autre part, avec plus de pro-
fit comme, par exemple, dans la production de plutonium com-
bustible. Ce procédé de réduction de la réactivité sans forma-
tion d'un produit utile a pour conséquence un appauvrissement
en uranium avec un rendement plus faible et des coûts de com-
bustible plus élevés que ceux que l'on pourrait obtenir par
ailleurs. Par conséquent, il serait avantageux de pouvoir pro-
longer la durée de vie du coeur du réacteur sans supprimer l'excédent de réactivité au moyen d'une substance d'absorption
des neutrons et, de ce fait, obtenir une durée de vie prolon-
gée du coeur avec des coûts de combustible notablement infé-
rieurs.
Un procédé permettant d'obtenir une durée de vie pro-
longée 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 chaî-
ne en dérivant le spectre des neutrons vers des énergies plus
hautes et permet au réacteur de fonctionner à sa puissance ma-
ximum avec une substance réduite d'absorption des neutrons.
Cette dérive du spectre des neutrons vers un spectre durci pro-
voque également la conversion d'une plus grande quantité d'u-
ranium 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 neu-
trons sont consommés de manière utile par l'uranium 238 plutôt
que par des poisons. Au fur et à mesure que diminue la réacti-
vité, l'eau ordinaire est remplacée progressivement par de
l'eau lourde de manière à maintenir un niveau correct d'acti-
vité du coeur du réacteur. A la fin de la vie du coeur, toute
l'eau ordinaire a sensiblement été remplacée par de l'eau lour-
de tandis que la réactivité du coeur a été maintenue. On peut
donc commander le réacteur sans utiliser de substance d'absorp-
tion des neutrons et sans utiliser un excédent de réactivité
au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies signifi-
catives du coût de l'uranium combustible. La production supplé-
mentaire de plutonium réduit également les besoins d'enrichis-
sement en uranium 235.
La présente invention a pour objet principal de four-
nir un mécanisme de verrouillage d'assemblage combustible u-
tilisable en liaison avec des réacteurs à dérive spectrale qui réduisent les coûts d'uranium combustible et prolongent
la durée de vie du coeur du réacteur.
Afin de réaliser cet objet, la présente invention
consiste en un assemblage combustible pour réacteurs nucléai-
res comprenant une tubulure supérieure, une tubulure inférieu-
re, plusieurs éléments combustibles contenant le combustible nu
cléaire et disposés entre la tubulure supérieure et la tubulu-
re inférieure, et plusieurs tubes de guidage disposés entre
et fixés à la tubulure supérieure et à la tubulure inférieure.
Cet assemblage combustible est caractérisé en ce qu'un méca-
nisme de verrouillage est associé à l'un des tubes de guidage et comprend un élément inférieur fixé à l'extrémité inférieure de ce tube de guidage et un moyen d'ancrage dans la plaque
inférieure du coeur du réacteur nucléaire pour fixer l'as-
semblage combustible à cette plaque inférieure du coeur; et en ce que des moyens de verrouillage sont fixés à la tubulure
supérieure pour emp&cher le dégagement de ce moyen d'ancrage.
La présente invention sera bien comprise à la lectu-
re de la description suivante faite en relation avec les des-
sins 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 supérieure de l'assemblage combustible; - la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie inférieure de l'assemblage combustible; - la figure 4 est une vue en plan d'une plaque de montage; la figure 5 est une vue en perspective des barres de déplacement et de leur assemblage combustible respectif;
- la figure 6 est une vue en coupe vertical partiel-
le d'un assemblage combustible;
- la figure 7 est une vue en coupe verticale partiel-
le de la partie inférieure d'un assemblage combustible; - les figures 8 et 9 sont des vues partielles en
coupe verticale de la partie supérieure d'un assemblage combus-
tible - la figure 10 est une vue suivant le plan X-X de la figure 8; - la figure 11 est une vue suivant le plan de coupe XI-XI de la figure 8; et la figure 12 est une vue suivant le plan de coupe
XII-XII de la figure 8.
On se reportera à la figure 1. Un réacteur nuclé-
aire de référence générale 20 comprend une cuve 22 à la partie
supérieure de laquelle est fixé une tête amovible 24 de fer-
meture. Une tubulure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie
sont reliées à la cuve 22 du réacteur pour permettre la cir-
culation d'un fluide de refroidissement, 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 réac-
teur, sert à supporter les assemblages combustibles 32. Ces
derniers sont placés dans la cuve 22 du réacteur et ils cons-
tituent le coeur 34 du réacteur. Plusieurs mécanismes 36 de translation des barres de commande sont montés sur la tête 24 de fermeture, permettant de plonger ces barres de commande dans les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. En outre, plusieurs mécanismes 38 de translation des barres de déplacement sont montés également sur la tête 24 de fermeture pour permettre de plonger ces barres 40 de déplacement dans
les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. Ces méca-
nismes 38 de translation des barres de déplacement peuvent être analogues à celui qui est décrit dans la demande de brevet américain no 217 055. Pour la clarté de l'illustration, seules
quelques barres 40 de déplacement sélectionnées sont représen-
tées à la figure 1. Les barres/de déplacement sont des barres cylindriques allongées sensiblement creuses qui peuvent être
du type décrit dans la demande de brevet américain n0 217 052.
Les barres 40 de déplacement sont disposées de manière à se trouver dans le prolongement linéaire des tubes de guidage dans les assemblages combustibles 32 de sorte que ces barres
de déplacement peuvent être introduites dans les tubes lors-
qu'on le désire. L'introduction des barres 40 de déplacement dans les assemblages combustibles 32 a pour effet d'expulser du coeur 34 l'eau constituant le modérateur, ce qui réduit la modération du coeur. Plusieurs structures 42 de guidage des barres de déplacement sont situées dans la partie supérieure
de la cuve 22 du réacteur, chacune de ces structures se trou-
vant dans l'alignement d'un mécanisme 38 de translation des
barres de déplacement, afin de guider le mouvement de ces bar-
res 40 de déplacement dans la partie supérieure de la cuve 22
du réacteur. Une calandre 44 peut être prévue entre les assem-
blages combustibles 32 et les structures 42 de guidage des
barres de déplacement; cette calandre comprend plusieurs tu-
bes creux en acier inoxydable disposés dans le prolongement linéaire de chaque barre de déplacement et de chaque barre de
commande afin d'assurer le guidage de chacune de ces différen-
tes barres dans la région de la calandre et réduire au minimum les vibrations provoquées dans ces barres par l'écoulement du
fluide de refroidissement.
On se reportera maintenant aux figures 2 à 5. Les
assemblages combustibles 32 comprennent des éléments combusti-
bles 48, des sommiers 50, une tubulure inférieure 52, une tu-
bulure 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 réseau sensiblement carré de 20 x 20 élé-
ments et ils sont maintenus en place par des sommiers 50. Les tubes 56 de guidage, qui peuvent être au nombre de 25, sont disposés dans chaque assemblage combustible 32, chaque tube
56 de guidage occupant l'espace d'environ quatre éléments com-
bustibles 48. Les tubes 56 de guidage se prolongent depuis la tubulure inférieure 52 jusqu'à la tubulure supérieure 54 et
constituent un moyen d'interconnexion des sommiers, de la tu-
bulure supérieure 54 et de la tubulure inférieure 52. Les tubes
56 de guidage peuvent être constitués de tubes métalliques cy-
lindriques creux fabriqués à partir d'un métal tel que le Zircaloy pour tubes et pouvant contenir des barres telles que des barres 40 de déplacement ou des barres de commande. Les tubes 56 de guidage peuvent présenter des ouvertures sur leurs
faces latérales ou à leurs extrémités inférieures pour permet-
tre au fluide de refroidissement du réacteur de les traverser
afin d'opérer leur refroidissement. Les barres 40 de déplace-
ment et les barres de commande sont fabriquées approximative-
ment aux mêmes dimensions, de sorte que chaque tube 56 de gui- dage peut contenir aussi bien une barre de déplacement qu'une barre de commande. Lorsqu'ils ne contiennent pas de barre, les tubes 56 de guidage sont remplis de fluide de refroidissement du réacteur; cependant, lorsqu'elles sont introduites dans les tubes 56 de guidage, les barres 40 de déplacement expulsent
le fluide de refroidissement contenu dans les tubes.
Les sommiers 50, qui sont par exemple au nombre de douze par assemblage combustible, sont placés en divers points
le long de l'assemblage combustible 32 et ils servent à main-
tenir les éléments combustibles 48 et les tubes 56 de guidage écartés les uns des autres d'une distance appropriée, et à
permettre la circulation du fluide de refroidissement du ré-
acteur en vue de l'échange de chaleur avec les éléments com-
bustibles 48. Le sommier 50 situé le plus près de la tubulure supérieure 54 est appelé "sommier supérieur" 58, tandis que le sommier 50 situé le plus près de la tubulure inférieure 52 est appelé "sommier inférieur" 60, les dix sommiers 50 situés entre le sommier supérieur 58 et le sommier inférieur 52 étant
appelés "sommiers intermédiaires" 62.
Vingt-quatre manchons 64 en acier inoxydable sont brasés sur chaque sommier supérieur 58 et sur chaque sommier inférieur 60, et vingt-quatre manchons 64 en zircaloy sont soudés sur chaque sommier intermédiaire 62. Tous les tubes 56
de guidage, sauf le tube central 68 de guidage, sont fixés mé-
caniquement à chaque sommier 50 par un renflement intérieur.
Le fait que vingt-quatre tubes 56 de guidage sont fixés aux
douze sommiers 50 crée un assemblage combustible dont la rigi-
dité latérale est notablement supérieure à celle de la plupart des assemblages combustibles existants. En outre, vingt-quatre manchons 70 en acier inoxydable sont soudés à chaque plaque
supérieure 72 de montage qui fait partie de la tubulure supé-
rieure 54. Chaque plaque supérieure 72 de montage peut être
construite comme le représente la figure 5, mais il est préfé-
rable qu'elle soit formée comme le représente la figure 4. Les manchons 70 en acier inoxydable sont soudés à chaque plaque 72
de montage à l'aide de quatre soudures axiales. Une plaque in-
férieure 74 de montage, qui peut être analogue à la plaque su-
périeure 72 de montage, fait partie de la tubulure inférieure 52. Plusieurs vis 76 en acier inoxydable traversent la plaque inférieure 74 de montage et sont utilisées pour fixer les tubes 56 de guidage à la tubulure inférieure 52. Les vis 76
peuvent également comporter une rainure longitudinale pour per-
mettre au fluide de refroidissement du réacteur de pénétrer
dans les tubes de guidage afin de les refroidir.
On se reportera maintenant à la figure 6. Sur la pla-
que 30 du coeur sont montées plusieurs broches 80 de guidage qui peuvent s'adapter dans des encoches semi-circulaires 82
formées dans la tubulure inférieure 52. Ces broches 80 de gui-
dage sont prévues pour s'engager dans quatre encoches conti-
guës 82 formées dans les assemblages combustibles 32 afin d'as-
surer l'alignement de ces assemblages combustibles 32 sur la
plaque 30 du coeur. De même, si on le désire, la tubulure su-
périeure 54 peut comporter des encoches semi-circulaires 82 destinées à recevoir des broches de guidage montées sur une
plaque supérieure du coeur (non représentée).
On se reportera maintenant aux figures 6 à 12. Un mécanisme 84 de verrouillage des assemblages combustibles est prévu dans chacun des assemblages combustibles 32 pour fixer ceux-ci sur la plaque 30 du coeur et, de ce fait, éliminer la
nécessité des ressorts de fixation utilisés dans l'art antérieur.
Pour des raisons de clarté, les assemblages combustibles repré-
sentés aux figures 6 à 12 ont été simplifiés; cependant, il doit être bien entendu que ces assemblages combustibles sont identiques à ceux qui sont représentés aux figures 2 à 4. Tous les assemblages combustibles 32 peuvent donc être pourvus d'un mécanisme 84 de verrouillage. Ce dernier mécanisme comprend un
élément inférieur 86 en acier inoxydable qui est monté de ma-
nière à pouvoir coulisser au centre de la plaque inférieure 74
de montage. L'élément inférieur 86 présente un premier alésa-
ge 88 permettant le passage du fluide de refroidissement du
réacteur, et des filets extérieurs 90 sont formés sur la par-
tie inférieure de l'élément 86 pour permettre l'engagement du mécanisme 92 d'ancrage. Une rondelle élastique 94 de Belleville est placée dans une encoche formée dans la plaque inférieure
74 de montage et cette rondelle est comprimée lorsque l'élé-
ment inférieur 86 est poussé de force vers le bas par rapport à la plaque inférieure 74 de montage, comme le représente la
figure 6. La rondelle élastique 94 empêche une perte de pous-
sée axiale préalable due à une légère rotation de déblocage
des filets extérieurs 90.
Le mécanisme 92 d'ancrage comprend une pièce infé-
rieure 96 d'ancrage en acier inoxydable qui peut être vissée
ou soudée à la plaque 30 du coeur. Une pièce encastrée amovi-
ble 98 est prise et maintenue par la pièce inférieure 96 d'an-
crage. La pièce encastrée 98 peut être en acier inoxydable austénitique, résistant à l'usure et anti-grippage et elle est pourvue de filets intérieurs 100 dans lesquels s'engagent les filets extérieurs 90, ce qui permet de verrouiller l'élément inférieur 86 sur la plaque 30 du coeur. La pièce encastrée 98 peut également présenter un deuxième alésage 102 permettant le passage du fluide de refroidissement du réacteur vers le premier alésage 88 de l'élément inférieur 86. Un collier 104 de verrouillage peut être prévu avec des filets intérieurs (non représentés) qui correspondent aux filets extérieurs (non représentés) formés sur la pièce encastrée 98, permettant de ce fait d'amener la pièce encastrée 98 et le collier 104 de verrouillage en contact étroit avec la pièce inférieure 96 d'ancrage. En outre, une goupille 106 de verrouillage peut être prévue pour bloquer ensemble la pièce encastrée 98 et le collier 104 de verrouillage, empêchant ainsi un déblocage par
inadvertance des deux pièces.
Le tube central 68 de guidage qui peut être fabriqué en Zircaloy est fixé par un renflement à l'élément inférieur
86 et se prolonge dans la tubulure supérieure 54. Un mécanis-
me 108 à cliquet est fixé au tube central supérieur 68 de gui-
dage afin de bloquer ce dernier sur la tubulure supérieure 54.
Le mécanisme 108 à cliquet comprend un élément rainuré 110 qui
est soudé à l'extrémité supérieure du tube central 68 de gui-
dage. Un élément coulissant 112 présentant des bossages 114
sur sa face intérieure, est monté de manière à pouvoir coulis-
ser sur l'élément rainuré 110 de sorte que les bossages 114
s'engagent librement dans les rainures 116 de l'élément rainu-
ré 110. Ce montage permet un déplacement axial mais non la rotation de l'élément coulissant 112 par rapport à l'élément rainuré 110. L'élément coulissant 112 comporte également un premier ensemble de dents 118 de cliquet prévues sur sa partie extérieure. Un deuxième ensemble de dents 120 de cliquet est formé sur un manchon 122 de maintien de manière à correspondre au premier ensemble de dents 118 de cliquet. Le manchon 122 de maintien est disposé autour de l'élément coulissant 112 et il est fixé à la plaque supérieure 72 de montage de sorte que l'élément coulissant 112 peut coulisser par rapport au manchon 122 de maintien. Un mécanisme 124 de poussée, qui peut être un ressort hélicoïdal, est monté entre la plaque supérieure 72 de montage et le premier ensemble de dents 118 de cliquet
et autour de l'élément coulissant 112 afin de pousser l'élé-
ment coulissant 112 vers le haut, amenant ainsi le premier en-
semble de dents 118 de cliquet en contact avec le deuxième ensemble de dents 120 de cliquet. Une clé 126 de manoeuvre,
qui peut être constituée d'une longue tige métallique se ter-
minant à son extrémité inférieure par une tête hexagonale 128, peut être introduite dans le tube central 68 de guidage afin d'engager les filets extérieurs 90 dans les filets intérieurs 100. Cette clé 126 de manoeuvre peut également comporter, à son extrémité supérieure, une barre transversale 130 qui peut
être logée dans une rainure 132 de l'élément coulissant 112.
Lorsqu'on désire verrouiller un assemblage combusti-
ble 32 sur la plaque 30 du coeur, on introduit la clé 126 de manoeuvre dans le tube central 68 de guidage de sorte que la barre transversale 130 de la clé se trouve dans la rainure 132,
et la tête 128 dans l'élément inférieur 86. Du fait que le tu-
be central 68 de guidage n'est pas solidement fixé à la pla-
que supérieure 72 de montage, le tube central 68 de guidage peut tourner et coulisser librement par rapport à la plaque supérieure 72 de montage mais il ne peut pas en être retiré à
cause de l'interaction de l'élément rainuré 110 et de l'élé-
ment coulissant 112. La clé 126 de manoeuvre est ainsi utilisée pour pousser l'élément inférieur 86 au contact de la plaque
inférieure 74 de montage et pour faire tourner les filets ex-
térieurs 90 dans les filets intérieurs 100, verrouillant donc l'assemblage combustible 32 sur la plaque 30 du coeur. Puisque le premier ensemble de dents 118 de cliquet est disposé pour commander le deuxième ensemble de dents 120 de cliquet, il n'est pas nécessaire d'abaisser l'élément coulissant 112 afin d'engager les filets extérieurs 90 dans les filets intérieurs
100. Cependant, lorsqu'il est nécessaire de déverrouiller l'é-
lément inférieur 86 du mécanisme 92 d'ancrage, on doit abais-
ser l'élément coulissant 112 et, de ce fait, comprimer le mé-
canisme 124 de poussée pour dégager le premier ensemble de
dents 118 de cliquet du deuxième ensemble de dents 120 de cli-
quet. Lorsque l'élément coulissant 112 a été ainsi abaissé com-
me le représente la figure 9, il peut être maintenu dans cette position et on le fait tourner de manière à dégager l'élément inférieur 86 du mécanisme 92 d'ancrage, déverrouillant ainsi l'assemblage combustible de la plaque 30 du coeur. Puisque
la tubulure supérieure 54 est reliée au- manchon 122 de main-
tien par l'intermédiaire de la plaque supérieure 72 de monta-
ge, et à la plaque inférieure 74 de montage par l'intermédiai-
re des tubes 56 de guidage, lorsque le premier ensemble de dents 118 de cliquet est en prise avec le deuxième ensemble
de dents 120 de cliquet, l'assemblage combustible 32 est ver-
rouillé sur la plaque 30 du coeur et il ne peut être déver-
rouillé que lorsque les dents de cliquet sont dégagées.
La présente invention n'est pas limitée aux exemples
de réalisation qui viennent d'être décrits, elle est au con-
traire susceptible de variantes et de modifications qui appa-
rattront à l'homme de l'art.
Claims (7)
1. Assemblage combustible (32) pour réacteurs nuclé-
aires comportant un coeur (34) supporté par une plaque infé-
rieure (30) et comprenant une tubulure supérieure (54), une tubulure inférieure (52), plusieurs éléments combustibles (48)
contenant le combustible nucléaire et disposés entre la tubu-
lure supérieure (54) et la tubulure inférieure (52), et plu-
sieurs tubes (56) de guidage disposés entre et fixés à la tu-
bulure supérieure (54) et à la tubulure inférieure (52), cet assemblage combustible étant caractérisé en ce qu'un mécanisme
(84) de verrouillage est associé à l'un des tubes (56) de gui-
dage et comprend un élément inférieur (86) fixé à l'extrémité
inférieure de ce tube (56) de guidage et un moyen (90) d'enga-
gement dans la plaque inférieure du coeur du réacteur nuclé-
aire pour fixer l'assemblage combustible (32) à cette plaque inférieure (30) du coeur du réacteur nucléaire; et en ce que
des moyens (118, 120) de verrouillage sont fixés à la tubulu-
re supérieure (54) pour empêcher le dégagement du moyen (90) d'engagement.
2. Assemblage combustible suivant la revendication 1, caractérisé en ce que ce mécanisme de verrouillage comprend un élément coulissant (112) comportant un premier ensemble de dents (118) et disposé de manière à pouvoir coulisser sur le
tube (56) de guidage; et un manchon (122) de maintien compor-
tant un deuxième ensemble de dents (120) et fixé à la tubulure
supérieure (54), le premier ensemble de dents (118) et le deu-
xième ensemble de dents (120) étant disposés de manière à em-
pécher la rotation du tube (56) de guidage lorsqu'ils sont en prise.
3. Assemblage combustible suivant la revendication 2, caractérisé en ce que le moyen de verrouillage comprend en
outre un moyen (124) de poussée pour amener le premier ensem-
ble de dents (118) en prise avec le deuxième ensemble de dents
(120).
4. Assemblage combustible suivant la revendication 3, caractérisé en ce que le mécanisme de verrouillage comprend en outre un élément rainuré 110 fixé au tube (56) de guidage et en contact avec l'élément coulissant (112) afin d'empêcher la rotation de cet élément coulissant (112) par rapport au
tube (56) de guidage mais tout en permettant à l'élément cou-
lissant (112) de coulisser par rapport à l'élément rainuré
(110).
5. Assemblage combustible suivant la revendication 4, caractérisé en ce que le deuxième ensemble de dents (120) est monté de manière à commander le premier ensemble de dents (118) lorsqu'on désire fixer l'assemblage combustible (32) à
la plaque (30) du coeur.
6. Assemblage combustible suivant la revendication , caractérisé en ce qu'il comprend en outre une rondelle élas- tique (94) placée sur la tubulure inférieure (52) au voisinage
de la plaque inférieure (30) du coeur afin d'empêcher une per-
te de poussée axiale préalable sur le tube de guidage lorsque
la rondelle élastique (94) est comprimée.
7. Assemblage combustible suivant la revendication 6, caractérisé en ce que le tube (56) de guidage est monté de
manière à pouvoir tourner et coulisser dans la tubulure supé-
rieure (54).
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/217,059 US4381284A (en) | 1980-12-16 | 1980-12-16 | Fuel assembly for a nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FR2497997A1 true FR2497997A1 (fr) | 1982-07-16 |
FR2497997B1 FR2497997B1 (fr) | 1988-04-01 |
Family
ID=22809528
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FR8123428A Expired FR2497997B1 (fr) | 1980-12-16 | 1981-12-15 | Assemblage combustible pour reacteurs nucleaires |
Country Status (14)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4381284A (fr) |
EP (1) | EP0054235B1 (fr) |
JP (1) | JPS57124286A (fr) |
KR (2) | KR830008329A (fr) |
AT (1) | ATE12712T1 (fr) |
BE (1) | BE891487A (fr) |
CA (1) | CA1175166A (fr) |
DE (1) | DE3169898D1 (fr) |
ES (1) | ES8402450A1 (fr) |
FR (1) | FR2497997B1 (fr) |
GB (1) | GB2089554B (fr) |
IL (1) | IL64545A (fr) |
IT (1) | IT1140329B (fr) |
ZA (1) | ZA818400B (fr) |
Families Citing this family (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4474398A (en) * | 1981-06-26 | 1984-10-02 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly locking apparatus |
FR2517867B1 (fr) * | 1981-12-04 | 1986-08-22 | Framatome Sa | Dispositif de fixation d'un assemblage combustible sur la plaque inferieure de support du coeur, dans un reacteur nucleaire |
US4452755A (en) * | 1982-01-29 | 1984-06-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel rod retention device for a nuclear reactor |
FR2537764A1 (fr) * | 1982-12-08 | 1984-06-15 | Framatome Sa | Dispositif de commande de deux grappes de crayons de reglage deplacables verticalement dans un meme assemblage combustible du coeur d'un reacteur nucleaire |
US4647424A (en) * | 1983-11-16 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly unlatching and handling gripper |
US4696784A (en) * | 1984-03-28 | 1987-09-29 | Westinghouse Electric Corp. | System for manipulating radioactive fuel rods within a nuclear fuel assembly |
US4684495A (en) * | 1984-11-16 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly bottom nozzle with integral debris trap |
US4687630A (en) * | 1985-03-13 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Top nozzle and guide thimble joint structure in a nuclear fuel assembly |
US4716004A (en) * | 1986-02-06 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Thimble guide extender |
US4996021A (en) * | 1990-05-29 | 1991-02-26 | Combustion Engineering, Inc. | Bottom nozzle to guide tube connection |
US5363423A (en) * | 1993-08-19 | 1994-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Quick release top nozzle assembly |
US6115440A (en) * | 1998-04-29 | 2000-09-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Quick release, removable top nozzle assembly |
AU2007363064B2 (en) | 2007-12-26 | 2014-02-13 | Thorium Power Inc. | Nuclear reactor (variants), fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor (variants) and a fuel cell for a fuel assembly |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
CA2748367C (fr) | 2008-12-25 | 2016-11-29 | Thorium Power, Inc. | Assemblage combustible de reacteur a eau legere et element combustible associe |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (fr) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Assemblage de combustible à noyau d'alliage de combustibles métalliques et son procédé de fabrication |
CA2870613C (fr) * | 2012-04-17 | 2021-03-09 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Ensemble combustible pour petit reacteur modulaire |
US11817226B2 (en) * | 2021-11-10 | 2023-11-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Bottom nozzle with protective insert |
Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3368602A (en) * | 1966-04-01 | 1968-02-13 | Tridair Industries | Self-locking captive screw assembly |
US3377254A (en) * | 1961-12-01 | 1968-04-09 | Westinghouse Electric Corp | Fuel arrangement for a nuclear reactor |
US3770583A (en) * | 1971-05-20 | 1973-11-06 | Combustion Eng | Fuel assembly hold-down device |
US3828868A (en) * | 1969-11-26 | 1974-08-13 | Babcock & Wilcox Co | Fuel assembly for a nuclear reactor |
US3864211A (en) * | 1972-10-02 | 1975-02-04 | Exxon Nuclear Co Inc | Removable upper tie plate |
US3971575A (en) * | 1974-11-29 | 1976-07-27 | Combustion Engineering, Inc. | Releasable locking device |
US4030975A (en) * | 1973-06-25 | 1977-06-21 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly for a nuclear reactor |
GB1516957A (en) * | 1975-08-01 | 1978-07-05 | Babcock & Wilcox Co | Nut plate assembly for a nuclear reactor fuel assembly |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB931676A (en) * | 1960-09-05 | 1963-07-17 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor core structures |
NL282482A (fr) * | 1961-08-25 | |||
US3549491A (en) * | 1968-11-21 | 1970-12-22 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor fuel element hold-down and tightening mechanism |
US3853703A (en) * | 1972-07-03 | 1974-12-10 | Combustion Eng | Fuel assembly hold-up device |
US3953287A (en) * | 1973-08-06 | 1976-04-27 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Assembly mechanism for nuclear fuel bundles |
FR2326764A1 (fr) * | 1975-10-02 | 1977-04-29 | Commissariat Energie Atomique | Structure de coeur pour reacteur nucleaire |
US4064004A (en) * | 1976-02-23 | 1977-12-20 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Assembly mechanism for nuclear fuel bundles |
FR2395572A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Framatome Sa | Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee |
US4298434A (en) * | 1978-11-13 | 1981-11-03 | Combustion Engineering, Inc. | Bottom mounted fuel holddown mechanism |
-
1980
- 1980-12-16 US US06/217,059 patent/US4381284A/en not_active Expired - Fee Related
-
1981
- 1981-11-23 CA CA000390699A patent/CA1175166A/fr not_active Expired
- 1981-12-03 ZA ZA818400A patent/ZA818400B/xx unknown
- 1981-12-04 EP EP81110141A patent/EP0054235B1/fr not_active Expired
- 1981-12-04 DE DE8181110141T patent/DE3169898D1/de not_active Expired
- 1981-12-04 AT AT81110141T patent/ATE12712T1/de not_active IP Right Cessation
- 1981-12-14 ES ES507955A patent/ES8402450A1/es not_active Expired
- 1981-12-15 BE BE0/206843A patent/BE891487A/fr not_active IP Right Cessation
- 1981-12-15 FR FR8123428A patent/FR2497997B1/fr not_active Expired
- 1981-12-15 IL IL64545A patent/IL64545A/xx unknown
- 1981-12-15 IT IT25602/81A patent/IT1140329B/it active
- 1981-12-16 GB GB8137864A patent/GB2089554B/en not_active Expired
- 1981-12-16 KR KR1019810004948A patent/KR830008329A/ko unknown
- 1981-12-16 KR KR1019810004945A patent/KR830008328A/ko unknown
- 1981-12-16 JP JP56201726A patent/JPS57124286A/ja active Granted
Patent Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3377254A (en) * | 1961-12-01 | 1968-04-09 | Westinghouse Electric Corp | Fuel arrangement for a nuclear reactor |
US3368602A (en) * | 1966-04-01 | 1968-02-13 | Tridair Industries | Self-locking captive screw assembly |
US3828868A (en) * | 1969-11-26 | 1974-08-13 | Babcock & Wilcox Co | Fuel assembly for a nuclear reactor |
US3770583A (en) * | 1971-05-20 | 1973-11-06 | Combustion Eng | Fuel assembly hold-down device |
US3864211A (en) * | 1972-10-02 | 1975-02-04 | Exxon Nuclear Co Inc | Removable upper tie plate |
US4030975A (en) * | 1973-06-25 | 1977-06-21 | Combustion Engineering, Inc. | Fuel assembly for a nuclear reactor |
US3971575A (en) * | 1974-11-29 | 1976-07-27 | Combustion Engineering, Inc. | Releasable locking device |
GB1516957A (en) * | 1975-08-01 | 1978-07-05 | Babcock & Wilcox Co | Nut plate assembly for a nuclear reactor fuel assembly |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0054235A1 (fr) | 1982-06-23 |
GB2089554A (en) | 1982-06-23 |
JPS57124286A (en) | 1982-08-03 |
KR830008328A (ko) | 1983-11-18 |
BE891487A (fr) | 1982-06-15 |
IT1140329B (it) | 1986-09-24 |
JPS6239956B2 (fr) | 1987-08-26 |
US4381284A (en) | 1983-04-26 |
ATE12712T1 (de) | 1985-04-15 |
ES507955A0 (es) | 1984-02-01 |
DE3169898D1 (en) | 1985-05-15 |
EP0054235B1 (fr) | 1985-04-10 |
KR830008329A (ko) | 1983-11-18 |
ES8402450A1 (es) | 1984-02-01 |
CA1175166A (fr) | 1984-09-25 |
ZA818400B (en) | 1983-07-27 |
IL64545A (en) | 1985-05-31 |
FR2497997B1 (fr) | 1988-04-01 |
IT8125602A0 (it) | 1981-12-15 |
GB2089554B (en) | 1984-02-08 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
FR2497997A1 (fr) | Assemblage combustible pour reacteurs nucleaires | |
FR2496316A1 (fr) | Assemblage combustible pour reacteurs nucleaires | |
FR2917531A1 (fr) | Ensemble d'araignee de barres de commande d'un reacteur nucleaire. | |
FR2496317A1 (fr) | Barre de commande de deplacement utilisable dans un reacteur a derive spectrale nucleaire constituee par des tubes metalliques ceux reunis par des sections de barre intermediaires | |
EP0098774A1 (fr) | Dispositif de fixation démontable d'un tube guide dans la pièce d'extrémité d'un assemblage combustible de réacteur nucléaire | |
CH632100A5 (fr) | Ensemble de barres paralleles de combustible de reacteur nucleaire. | |
FR2995437A1 (fr) | Dispositif de controle nucleaire pour reacteur refroidi au metal liquide de type rnr. | |
TW200945368A (en) | Radioisotope production structures, fuel assemblies having the same, and methods of using the same | |
FR2715760A1 (fr) | Assemblage de combustible incluant des ailettes déflectrices pour dévier une composante d'un courant de fluide s'y écoulant. | |
EP0516307A1 (fr) | Tuyau non circulaire pour l'eau pour un réacteur nucléaire | |
EP0025392A1 (fr) | Dispositif anti-envol pour assemblage combustible de réacteur nucléaire | |
FR2514188A1 (fr) | Assemblage combustible pour un reacteur nucleaire | |
FR2661771A1 (fr) | Equipements internes de reacteur nucleaire a guides de grappe. | |
FR2955693A1 (fr) | Buse superieure pour ensemble de combustible nucleaire ayant un trou d'insertion de ressort ameliore du point de vue de la stabilite de fixation et son procede de fabrication | |
FR2588116A1 (fr) | Dispositif de verrouillage d'une bague de guidage sur une plaque comportant une ouverture et son application a un tube guide de reacteur nucleaire | |
CA1221775A (fr) | Assemblage combustible a tubes guides refroidis pour un reacteur nucleaire | |
CH625902A5 (fr) | ||
EP0088675A1 (fr) | Assemblage combustible de réacteur nucléaire | |
FR3018386A1 (fr) | Assemblage combustible pour reacteur rapide et coeur de reacteur charge avec celui-ci | |
FR2711758A1 (fr) | Ensemble d'étanchéité résistant à l'extrusion. | |
FR2496318A1 (fr) | 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 | |
FR2519178A1 (fr) | Faisceau d'elements combustibles avec barres absorbantes | |
FR2564228A1 (fr) | Assemblage combustible de reacteur nucleaire | |
FR2921509A1 (fr) | Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides | |
EP0118355A1 (fr) | Assemblage combustible pour un réacteur nucléaire |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
CL | Concession to grant licences | ||
ST | Notification of lapse |