FR2520547A1 - PROCESS FOR UNLOADING AND LOADING A NUCLEAR REACTOR AND FUEL ELEMENT IN PARTICULAR FOR SUCH A PROCESS - Google Patents
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Abstract
Description
Procédé de déehargement et de chargement d'un réacteur nucléaire et élément combustible notamment pour un tel procédé
La présente invention concerne, d'une part, un procédé de déchargement et de chargement d'un réacteur nucléaire dans lequel on décharge dudit réacteur nucléaire un élément eombustible irradié comportant des pièces d'extrémité et des barreaux de combustible, puis on le réintroduit dans un réacteur nuclé- aire et dans lequel on amène à une position tournée, autour d'un axe transversal, de 1800 par rapport à leur position initiale dans un réacteur nucléaire des barreaux de combustible irradiés provenant d'un élément combustible irradié dans ce même réacteur nucléaire, d'autre part un élément combustible avec pièces d'extrémité et barreaux de combustible notamment pour un tel procédé.Method for unloading and loading a nuclear reactor and fuel element, in particular for such a method
The present invention relates, on the one hand, to a process for unloading and loading a nuclear reactor in which an irradiated fuel element comprising end pieces and fuel rods is discharged from said nuclear reactor, then reintroduced into irradiated fuel rods from a fuel element irradiated in this same reactor, in a nuclear reactor and in which, at a rotated position, around a transverse axis, is 1800 from their initial position in a nuclear reactor nuclear, on the other hand a fuel element with end pieces and fuel rods in particular for such a process.
Un procédé de ce genre est connu de par la demande de brevet allemand DE-OS 26 35 501. Dans ce procédé connu, on fait tourner, dans un bassin à éléments combustibles empli d'eau, de 1800 par rapport à un axe transversal l'élément combustible après son déchargement du réacteur nucléaire afin de rendre ses barreaux mieux accessibles. Du bord du bassin, on sépare ensuite de l'élément combustible, au moyen d'un outil, la pièce d'extrémité représentant la partie du bas0 On peut dès lors retirer individuellement de l'élément combustible les barreaux de combustible de ce dernier et les examiner quant à la possibilité de défauts.Après cet examen, on réintroduit dans l'élément combustible les barreaux de combustible sans défauts et remplace les barreaux de combustible défectueux par d'autres exempts de defauts que l'on introduit de même dans l'élément combustible. Après quoi, on remonte avec l'outil, à partir du bord du bassin, la pièce d'extrémité représentant la partie du bas sur l'élément combustible et lton dépose ce dernier dans le bassin à éléments combustibles jusqu'8 pouvoir le réintroduire dans le réacteur nucléaire à l'aide d'une machine de chargement d'éléments combustibls. Il faut faire tourner à nouveau de 1800 en sens inverse autour d'un axe transversal l'élément combustible dans le bassin avant de potoir le réinsérer en cette position dans le réacteur nucléaire.Après réinsertion de l'élément combustible dans le recteur nucléaire, les barreaux de combustible irradiés de l'élément combustible se retrouvent là dans leur position d d4Prt. Le remplacement de barreaux de combustible individuels déXeetuetix permet bien d'utiliser l'élément combustible dans le réacteur nucléaire pendant toute la durée de marche prévue, mais le procédé connu ne prolonge pas la durée de marche admissible de l'élément combustible dans le réacteur nucléaire
L't=vetion a pour objet un procédez de déchargement et de chargement et un élément combustible qui prolongent la durée dé marche dudit élément combustible dans le réacteur nucléaire.Ce procédé, du genre annoncé, est caractérisé par le fait que l'on réintroduit dans le réacteur nucléaire l'élément combustible déchargé de ce dernier et renfermant les barreaux de combustible irradiés, ceux-ci tournés, autour de l'axe transversal, de 1800 par rapport à leur position initiale dans le réacteur nucléaire.A process of this kind is known from German patent application DE-OS 26 35 501. In this known process, in a fuel-filled tank filled with water, it is rotated by 1800 relative to a transverse axis l fuel element after unloading it from the nuclear reactor to make its bars better accessible. From the edge of the basin, the end piece representing the bottom part is then separated from the combustible element by means of a tool. 0 The fuel rods can therefore be removed from the combustible element individually and After these examinations, the defective fuel rods are reintroduced into the fuel element and the defective fuel rods are replaced by other defect-free ones which are also introduced into the fuel element. After which, we go up with the tool, from the edge of the basin, the end piece representing the bottom part on the fuel element and lton deposits the latter in the fuel element basin until it can be reintroduced into the nuclear reactor using a fuel element loading machine. It is necessary to rotate again 1800 in a reverse direction around a transverse axis the fuel element in the basin before being able to reinsert it in this position in the nuclear reactor. After reinsertion of the fuel element in the nuclear rector, the fuel rods irradiated from the fuel element are found there in their position d d4Prt. The replacement of individual deXeetuetix fuel rods makes it possible to use the fuel element in the nuclear reactor for the entire expected operating time, but the known method does not extend the permissible operating time of the fuel element in the nuclear reactor
The object of t = vetion is an unloading and loading process and a fuel element which extend the duration of operation of said fuel element in the nuclear reactor. This process, of the kind announced, is characterized by the fact that it is reintroduced in the nuclear reactor the fuel element discharged from the latter and containing the irradiated fuel rods, these turned, around the transverse axis, from 1800 relative to their initial position in the nuclear reactor.
Les barreaux de combustible irradiés introduits dans le réacteur nucléaire en lueur position tournée de 1800 dans l'élément combustible peuvent provenir de l'élément combustible charge de ce réacteur nucléaire, mais ils peuvent aussi biea cette prélevés sur un autre élément combustible irradié déchargé du m & , ou d'un autre, réacteur nucléaire. The irradiated fuel rods introduced into the nuclear reactor in the 1800 position glow position in the fuel element can come from the loaded fuel element of this nuclear reactor, but they can also be taken from another irradiated fuel element discharged from the m &, or another, nuclear reactor.
L'invention repose sur la reconnaissance du fait que, notamment dans les réacteurs nucléaires a eau sous pression, se forme sur la surface côté réfrigérant, c'est-à-dire oflté eau, des gaines des barreaux de combustible des couches de corrosion dont l'épaisseur est fonction de la température de la gaine et qui peuvent limiter la durée de marche admissible de l'ensemble de l'élément combustible dans le réacteur nucléaire.Par suite de la dissymétrie du profil de températures des barreaux de combustible dans le réacteur nucléaire sur la direction longitudinale de ceux-ci, l'épaisseur de ces couches de corrosion est de même dissymétrique par rapport å le longueur des barreaux de combustible, cest-à-dire qutil apparat un net maximum de cette épaisseur à proximité de la pièce d'extrémité représentant la partie du haut de l'élément combustible disposé axe longitudinal vertical dans le réacteur nucléaire.Si l'on réintroduit dans le réacteur nucléaire l'élément combustible avec ses barreaux en la position tournée de 1800 par rapport à leur position initiale dans le réacteur nucléaire, on empêche à peu près toute extension du maximum de l'épaisseur de la couche de corrosion au'voisinage de la pièce du haut de l'élément combustible et prolonge par conséquent la durée de marche admissible de l'élément combustible dans le réacteur nucléaire
Dans un mode dé réalisation préféré de l'invention en ce qu'il accélère le cours des opérations, on fait tourner après le déchargement tous les barreaux de combustible irradiés de l'élément combustible de 1800 autour de l'axe transversal et, en les gardant assemblés en cette position dans l'élément combustible, on les réintroduit dans le réacteur nucléaire.On peut accélérer encore davantage le cours des opérations en faisant tourner après le déchargement l'ensemble de l'élément combustible de 1800 autour de son axe transversal.The invention is based on the recognition of the fact that, in particular in pressurized water nuclear reactors, the cladding of the fuel rods of the corrosion layers is formed on the surface on the refrigerant side, that is to say of water. the thickness is a function of the temperature of the cladding and which may limit the permissible running time of the entire fuel element in the nuclear reactor. As a result of the asymmetry of the temperature profile of the fuel rods in the reactor nuclear in the longitudinal direction of these, the thickness of these corrosion layers is also asymmetrical with respect to the length of the fuel rods, that is to say that there appears a maximum of this thickness close to the part end representing the top part of the fuel element disposed vertical longitudinal axis in the nuclear reactor. If the fuel element with its rods is reintroduced into the nuclear reactor the rotated position of 1800 relative to their initial position in the nuclear reactor, almost any maximum extension of the thickness of the corrosion layer is prevented in the vicinity of the part from the top of the fuel element and is extended by therefore the permissible running time of the fuel element in the nuclear reactor
In a preferred embodiment of the invention in that it accelerates the course of operations, all of the irradiated fuel rods of the fuel element of 1800 are rotated after unloading around the transverse axis and, by keeping them assembled in this position in the fuel element, they are reintroduced into the nuclear reactor. We can further accelerate the course of operations by rotating after unloading the entire fuel element of 1800 around its transverse axis.
Un tel procédé s'accommode particulièrement d'un élément combustible B piècesd'extrémité et barreaux de combustible dont les pièces d'extrémité sont établies de façon B être utilisables aussi bien en partie du haut qu'en partie du bas de l'élément combustible. Such a method is particularly suitable for a fuel element B end pieces and fuel rods whose end pieces are established so as to be usable both partly from the top and partly from the bottom of the fuel element .
On connaît à vrai dire par la demande de brevet allemand DE-AS 26 00 316 un élément combustible pour réacteur nucléaire à eau bouillante auquel est associé un fourreau en forme de coffre qui entoure cet élément combustible et que l'on retire de celui-ci après son déchargement du réacteur nucléaire, puis fait tourner de 1800 autour d'un axe trans versal et enfile de nouveau dans cette position sur l'élément combustible. On réintroduit ensuite l'élément combustible dans le réacteur nucléaire.On obtient bien de la sorte une uniformisation de la déformation du fourreau sur toute sa longueur pendant le fonctionnement dans le réacteur nucléaire et par conséquent une durée d'utilisation prolongée dudit fourreau, mais ltélément combustible lui-même et les barreaux de combustible qui en font partie se trouvent réintroduits en position inchangée dans le réacteur nucléaire, si bien que l'épaisseur des couches de corrosion sur la surface c8té eau des gaines des barreaux de combustible et par conséquent la durée de marche admissible de l'élément combustible dans le réacteur nucléaire ne sont influencées en rien. Truth is known from German patent application DE-AS 26 00 316 a fuel element for a boiling water nuclear reactor with which is associated a sheath in the form of a chest which surrounds this fuel element and which is removed from the latter. after unloading from the nuclear reactor, then rotated 1800 around a transverse axis and puts it back in this position on the fuel element. The fuel element is then reintroduced into the nuclear reactor. In this way, the deformation of the sheath is uniform over its entire length during operation in the nuclear reactor, and therefore a prolonged period of use of said sheath, but the element the fuel itself and the fuel rods which form part of it are reintroduced in an unchanged position in the nuclear reactor, so that the thickness of the corrosion layers on the water surface of the sheaths of the fuel rods and consequently the duration allowable fuel element in the nuclear reactor are not affected in any way.
L'invention sera mieux comprise à l'aide de la description détaillée d'un mode de réalisation pris comme exemple non limitatif et illustré schématiquement par le dessin annexé, sur lequel t
la figure 1 est une vue en perspective d'un élément combustible pour un réacteur nucléaire à eau sous pression p
la figure 2 est une vue en perspective d'un squelette de l'élément combustible selon la figure p
les figures 3 et 4 sont des diagrammes représentant des épaisseurs de couches de corrosion sur la surface cOté eau de la gaine d'un barreau de combustible de l'élément combustible selon la figure t en fonction de la longueur considérée sur le barreau de combustible.The invention will be better understood using the detailed description of an embodiment taken as a nonlimiting example and illustrated diagrammatically by the appended drawing, in which t
Figure 1 is a perspective view of a fuel element for a pressurized water nuclear reactor p
Figure 2 is a perspective view of a skeleton of the fuel element according to Figure p
Figures 3 and 4 are diagrams showing thicknesses of corrosion layers on the water side surface of the sheath of a fuel rod of the fuel element according to Figure t as a function of the length considered on the fuel rod.
L'élément combustible 2 est représenté sur la figure t avec son axe longitudinal dirigé verticalement. il est également placé en cette position dans le réacteur nucléaire eau sous pression. Il comporte une pièce d'extrémité constituée par une partie du haut 3 et une autre pièce d'extrémité constituée par une partie du bas 4. Ces deux pièces extr8es sont reliées entre elles par les tubes-guides de barres de commande 5 du squelette selon la figure 2.Chacun des tubes-guides de barres de commande 5 est fixé de façon amovible, par exemple par vissage, à la plaque de tête 3a de la partie du haut 3 par une extrémité et à la plaque de pied 4a de la partie du bas 4 par l'autre extrémité Les tubesguides de barres de commande 5 traversent huit ensembles d'entretoises 6 ayant chacun la forme d'une grille qui, par rapport à la direction de l'axe longitudinal de l'élément combustible 2, sont séparés par des distances identiques0
Les gaines 7, renfermant du combustible nucléaire, des barreaux de combustible sont guidées à travers les mailles de la grille d'entretoisement 6 non occupées sur la figure 2, c'est- & dire non occupées par les tubes-guides de barres de commande 5. The fuel element 2 is shown in Figure t with its longitudinal axis directed vertically. it is also placed in this position in the pressurized water nuclear reactor. It comprises an end piece constituted by a part from the top 3 and another end piece constituted by a part from the bottom 4. These two extr8es parts are interconnected by the guide bar guide tubes 5 of the skeleton according to FIG. 2. Each of the control rod guide tubes 5 is removably fixed, for example by screwing, to the head plate 3a of the top part 3 by one end and to the foot plate 4a of the part from the bottom 4 through the other end The control rod guide tubes 5 pass through eight sets of spacers 6 each having the shape of a grid which, relative to the direction of the longitudinal axis of the fuel element 2, are separated by identical distances0
The cladding 7, containing nuclear fuel, fuel rods are guided through the meshes of the bracing grid 6 not occupied in FIG. 2, that is to say not occupied by the control rod guide tubes 5.
Lesdites gaines 7 de ces barreaux de combustible ne sont fixées ni à la plaque de tête 3a de la partie du haut 3 ni à la plaque de pied 4a de la partie du bas 4. Elles ont du jeu dans leur direction longitudinale entre la plaque de tête 3a et la plaque de pied 4a et peuvent par conséquent se dilater librement en direction axiale, c'est-è-dire en direction longitudinale de l'élément combustible 2.Said sheaths 7 of these fuel rods are fixed neither to the head plate 3a of the top part 3 nor to the foot plate 4a of the bottom part 4. They have play in their longitudinal direction between the plate of head 3a and the foot plate 4a and can therefore expand freely in the axial direction, that is to say in the longitudinal direction of the fuel element 2.
Pendant son temps de marche dans le réacteur nucléaire à eau sous pression, dans lequel il est placé avec son axe longitudinal vertical comme sur la figure 1, l'élément combustible 2 est déchargé à un rythme annuel, puis réintroduit, axe longitudinal vertical, au même emplacement, ou à un autre,dans le réacteur nucléaire0
On dépose, axe longitudinal vertical, dans un bassin à éléments combustibles empli d'eau l'élément combustible 7 irradié déchargé du réacteur nucléaire et placé dans une corbeille de maintien à l'aide de laquelle on le fait tourner de 1800 autour d'un axe 8 transversal à l'axe longitudinal 9 de l'élément combustible 2 et par conséquent aussi des gaines 7 des barreaux de combustible, si bien que la direction verticale de l'axe longitudinal de l'élément combustible se maintient bien, mais que les parties du bas 4 et du haut 3 de l'élément combustible 2 se trouvent maintenant respectivement aux extrémités verticales supérieure et inférieure de l'élément combustible 20
On détache alors des tubes-guides de barres de commande 5 et retire de l'élément combustible 3 la partie du bas 4 se trouvant maintenant à l'extremité verticale supérieure de Isélélat combustible 2.During its operating time in the pressurized water nuclear reactor, in which it is placed with its vertical longitudinal axis as in FIG. 1, the fuel element 2 is discharged at an annual rate, then reintroduced, vertical longitudinal axis, at same location, or another location, in the nuclear reactor0
A vertical longitudinal axis is deposited in a fuel element tank filled with water the irradiated fuel element 7 discharged from the nuclear reactor and placed in a holding basket with the help of which it is rotated 1800 around a axis 8 transverse to the longitudinal axis 9 of the fuel element 2 and therefore also of the sheaths 7 of the fuel rods, so that the vertical direction of the longitudinal axis of the fuel element is maintained well, but the bottom 4 and top 3 of fuel element 2 are now located respectively at the upper and lower vertical ends of fuel element 20
Control rod guide tubes 5 are then detached and the bottom part 4 now located at the upper vertical end of the fuel element 2 is removed from the fuel element 3.
On peut répartir ensuite les barreaux de combustible irradiée de l'élément combustible 2 avec leurs gaines 7 en un groupe b fort taux de combustion et un groupe à faible taux de combustion. Il faut entendre par le taux de combustion d'un barres de eambustible le rapport de l'énergie engendrée dans son combustible nucléaire à la masse du métal lourd uranium contenu dais ce ce même combustible. On peut déterminer par exemple le taux de combustion relatif des barreaux de combustible au moyen d'un dispositif de balayage à rayons selon la revue "Atom und Strom", n 3/4, Mars/Avril 1972, page 67. Le taux de combustion s'exprime en mégavatts-jours/kg. The irradiated fuel rods of the fuel element 2 with their sheaths 7 can then be divided into a group b with a high burn rate and a group with a low burn rate. The combustion rate of a fuel rod should be understood to mean the ratio of the energy generated in its nuclear fuel to the mass of the heavy metal uranium contained in this same fuel. One can determine for example the relative burn rate of the fuel rods by means of a ray scanning device according to the review "Atom und Strom", n 3/4, March / April 1972, page 67. The burn rate expressed in megatatt days / kg.
Après leur extraoEon de l'élément combustible 2, on fait tourner de 1800 autour de l'axe transversal 8 les barreaux de combustible du groupe è fort taux de combustion et on les réintroduit, en cette position tournée, dans l'élément combustible 2, cependant que l'on s'abstient de faire tourner autour de l'axe transversal 8 les barreaux de combustible du groupe à faible taux de combustion. After removing the fuel element 2, the fuel rods of the group with a high combustion rate are rotated 1800 around the transverse axis 8 and are reintroduced, in this turned position, into the fuel element 2, however, refrain from rotating the fuel rods of the group with a low combustion rate around the transverse axis 8.
Pour accélérer le cours des opérations, il est cependant avantageux de ne pas répartir tout d'abord les barreaux de combustible de l'élément combustible 2 en deux groupes selon leur taux de coibustion, mais extraire de l'élément combustible t toua les barreaux de combustible, les faire tourner de 1800 autour de l'axe transversal 8 et les réintroduire, en cette position tournée,-dans l'élément combustible 2. A l'extrémité verticale supérieure de l'élément combustible 2, on réassemble la partie du bus 4 auxtubes-guides de barres de commande 5. To accelerate the course of operations, it is however advantageous not to firstly divide the fuel rods of the fuel element 2 into two groups according to their coibustion rate, but to extract from the combustible element t all the rods of fuel, rotate them 1800 around the transverse axis 8 and reintroduce them, in this turned position, -in the fuel element 2. At the upper vertical end of the fuel element 2, the part of the bus is reassembled 4 control bar guide tubes 5.
Après quoi, on fait tourner à nouveau l'élément combustible 2 de 180 autour de l'axe transversal 8 dans le bassin à éléinata combustibles empli d'eau, en sorte que la partie du haut 3 se trouve de nouveau à I'extrémité verticale supérieure, et la partie du bas 4 à l'extrémité verticale inférieure, de l'élément combustible 2. On réintroduit ensuite cet élément combustible en position verticaledeson axe longitudinal dans le réacteur nucléaire, en sorte que, là aussi, les parties du haut 3 et du bas 4 se trouvent également respectivement aux extrémités verticales supérieure et inférieure de l'élément combustible 2. il en résulte que les barreaux de combustible du groupe B plus fort taux de combustion, ou tous les barreaux de combustible, de l'élément combustible 2 se trouvent introduits dans la position tournée, autour de l'axe transversal 8, de 1800 par rapport à leur p o s itio n i niticrle dans 1 e r e' a c t e u r nucléaire. Thereafter, the fuel element 2 of 180 is again rotated around the transverse axis 8 in the fuel eleinata basin filled with water, so that the top part 3 is again at the vertical end. upper part, and the bottom part 4 at the lower vertical end, of the fuel element 2. This fuel element is then reintroduced in the vertical position with its longitudinal axis in the nuclear reactor, so that, here too, the top parts 3 and from the bottom 4 are also found respectively at the upper and lower vertical ends of the fuel element 2. it follows that the fuel rods of group B with the highest burn rate, or all the fuel rods, of the combustible element 2 are introduced in the turned position, around the transverse axis 8, of 1800 with respect to their pos itio ni niticrle in 1 ere 'nuclear actor.
il peut aussi être avantageux, pour accélérer le cours des opérations, de remplacer, sur l'élément combustible 2 selon la figure 1 déchargé du réacteur nucléaire et placé dans le bassin à éléments combustibles empli d'eau, la partie du haut 3 placée sur cette figure 1 à l'extrémité verticale supérieure par une partie du bas 4 puis de faire tourner l'élément combustible 2 de 1800 autour de l'axe transversal 8, en sorte que la partie du bas 4 se trouve désormais à l'extrémité verticale supérieure de l'élément combustible 2 et, enfin, de remplacer par une partie du haut 3 la partie du bas placée maintenant à l'extrémité verticale supérieure de l'élément combustible 2. On introduit, pour finir, l'élément combustible 2 avec ses parties du haut et du bas échangées et avec son axe longitudinal en position verticale, dans le réacteur nucléaire, en sorte que lesdites parties du haut et du bas se trouvent respectivement aux extrémités verticales supérieure et inférieure de l'élément combustible 20 Il en résulte de même que les barreaux de combustible irradiés de l'élément combustible 2 sont réintroduits dans le réacteur nucléaire en une position tournée de 1800, autour de l'axe transversal 8 de l'élément combustible 2, par rapport à leur position initiale dans le réacteur nucléaire. it can also be advantageous, to speed up the course of operations, to replace, on the fuel element 2 according to FIG. 1 discharged from the nuclear reactor and placed in the fuel element basin filled with water, the top part 3 placed on this figure 1 at the upper vertical end by a part of the bottom 4 and then rotate the fuel element 2 of 1800 around the transverse axis 8, so that the bottom part 4 is now at the vertical end upper part of the fuel element 2 and, finally, to replace by a top part 3 the bottom part now placed at the upper vertical end of the fuel element 2. Finally, the fuel element 2 is introduced with its upper and lower parts exchanged and with its longitudinal axis in a vertical position, in the nuclear reactor, so that said upper and lower parts are respectively at the upper and lower vertical ends of the fuel element As a result, the irradiated fuel rods of the fuel element 2 are also reintroduced into the nuclear reactor in a position turned by 1800, around the transverse axis 8 of the fuel element 2, relative to their position. initial in the nuclear reactor.
Si l'on utilise des éléments combustibles 2 munis de pièces d'extrémité établies en sorte quelles soient utilisables aussi bien comme partie du haut que comme partie du bas de l'élément combustible 2, on peut supprimer l'échange desçpièces d'extrémité sur les extrémités de l'élément combustible 20 il suffit alors de tourner, dans le bassin à éléments combustibles empli d'eau, après le déchargement du réacteur nucléaire l'éliment combustible 2 de 1800 autour de l'axe transversal 8 puis de le réintroduire en cette position dans le réacteur nucléaire en sorte que la pièce d'extrdmité qui se trouvait à l'origine k l'extrémité verticale supérieure de l'élément combustible 2 soit maintenant à l'extrémité verticale inférieure de l'élément combustible 2, et que la pièce d'extrémité qui se trouvait initialement k l'extrémité verticale inférieure soit maintenant k l'extrémité verticale supérieure de l'élément combustible 20 il en résulte aussi que les barreaux de combustible irradiés de l'élément combustible 2 se trouvent réintroduits,avec ave leur axe longitudinal vertical, dans le réacteur nucléaire en une position tournée de 1800, autour de l'axe transversal 8 de l'élément combustible 2, par rapport à leur position initiale dans le réacteur nucléaire. On voit ainsi l'avantage d'un agencement identique des deux pièces d' extrémité. If fuel elements 2 are used provided with end pieces so that they can be used both as a top part and as a bottom part of the fuel element 2, the exchange of end pieces can be suppressed. the ends of the fuel element 20 then it suffices to turn, in the tank with fuel elements filled with water, after the unloading of the nuclear reactor the fuel element 2 of 1800 around the transverse axis 8 and then to reintroduce it in this position in the nuclear reactor so that the end piece which was originally at the upper vertical end of the fuel element 2 is now at the lower vertical end of the fuel element 2, and that the end piece which was initially at the lower vertical end is now at the upper vertical end of the fuel element 20 it also follows that the irradiated fuel rods of the element t fuel 2 are reintroduced, with their vertical longitudinal axis, into the nuclear reactor in a rotated position of 1800, around the transverse axis 8 of the fuel element 2, with respect to their initial position in the nuclear reactor. We thus see the advantage of an identical arrangement of the two end pieces.
Dans les diagrammes selon les figures 3 et 4, on a chaque fois représenté au-dessous de l'axe des abscisses la gaine 7 d'un barreau de combustible irradié avec huit entretoisements 6 schématisés qui sont à même distance les uns des autres par rapport à la direction longitudinale de la gaine 7. In the diagrams according to FIGS. 3 and 4, the sheath 7 of an irradiated fuel rod has been represented below the x-axis each with eight schematized spacers 6 which are at the same distance from each other with respect to to the longitudinal direction of the sheath 7.
Cette dernier, constituée par un alliage de zirconium, étain, fer et chrome, a une longueur, portée en abscisse, d'environ 4 000 ms. On a porté en ordonnée sur ces diagrammes l'épaisseur de la couche de corrosion composée d'oxyde formée sur la surface extérieure, c'est-à-dire c8té réfrigérant, ou eau, de la gaine 7.Les courbes I, il, III et IV des diagrammes selon les figures 3 et 4 correspondent respectivement à des taux de combustion de 15, 30, 45 et 60 mégawatts-jours/kgO
Le diagramme selon la figure 3 se rapporte à la gaine 7 d'un barreau de combustible qui, pendant tout son temps de service d'environ 4 années dans un reacteur nucléaire à eau sous pression, est resté constamment en position verticale de son axe longitudinal dans ce réacteur nucléaire avec la Isême extrémité verticale supérieure et la même extrémité verticale inférieure0 On voit nettement que l'épaisseur de la couche de corrosion se répartit de façon dissymétrique sur la longueur de la gaine 7.Elle est relativement faible à l'extrémité verticale inférieure de la gaine 7, c'est-à-dire au point d'origine des coordonnées, et accuse un maximum très net à environ 3 000 mm, ctest-å-dire à proximité de ltextrémité verticale supérieure de la gaine 7. Le niveau de ce maximum d'épaisseur dépend entièrement du taux de combustion du barreau de combustible revêtu de la gaine 70
Le diagramme selon la figure 4 se rapporte à la gaine 7 d'un barreau de combustible qui est bien établi comme celui selon la figure 3, mais qui, durant la même durée de service d'environ quatre années dans le réacteur nucléaire, a été tourné à trois reprises de 1800 autour d'un axe transversal, cela chaque fois à l'expiration d'un même intervalle de temps, si bien qu'k chaque fois son extrémité verticale supérieure dans le réacteur nucléaire a été remplacée par son extrémité verticale inférieure et vice versa.The latter, consisting of an alloy of zirconium, tin, iron and chromium, has a length, plotted on the abscissa, of approximately 4,000 ms. The thickness of the corrosion layer composed of oxide formed on the outer surface, that is to say the coolant, or water, of the sheath 7 has been plotted on the ordinate on these diagrams. III and IV of the diagrams according to FIGS. 3 and 4 correspond respectively to combustion rates of 15, 30, 45 and 60 megawatt-days / kgO
The diagram according to FIG. 3 relates to the cladding 7 of a fuel rod which, during its entire service time of approximately 4 years in a nuclear pressurized water reactor, has remained constantly in the vertical position of its longitudinal axis in this nuclear reactor with the same upper vertical end and the same lower vertical end 0 We can clearly see that the thickness of the corrosion layer is distributed asymmetrically over the length of the cladding 7. It is relatively small at the vertical end lower of the sheath 7, that is to say at the point of origin of the coordinates, and shows a very clear maximum at about 3000 mm, that is to say near the upper vertical end of the sheath 7. The level of this maximum thickness depends entirely on the combustion rate of the fuel rod coated with the cladding 70
The diagram according to FIG. 4 relates to the cladding 7 of a fuel rod which is well established like that according to FIG. 3, but which, during the same service life of approximately four years in the nuclear reactor, has been rotated three times from 1800 around a transverse axis, each time after the same time interval has expired, so that each time its upper vertical end in the nuclear reactor has been replaced by its vertical end lower and vice versa.
Comme l'indique le diagramme selon la figure 4, on obtient une répartition largement symétrique de l'épaisseur de la couche de corrosion avec un maximum situé à peu près b milongueur de la gaine 7. Au lieu que, pour un taux de combustion de 60 mégawatts-jours/kg, l'épaisseur de la couche de corrosion dans le diagramme selon la figure 3 se monte en son maximum toujours à plus de 150 au, l'épaisseur correspondante, au maximum du diagramme selon la figure 4, n'est que d'environ 75 pm. As indicated in the diagram according to FIG. 4, a largely symmetrical distribution of the thickness of the corrosion layer is obtained with a maximum situated approximately b in the length of the sheath 7. Instead of that, for a combustion rate of 60 megawatt-days / kg, the thickness of the corrosion layer in the diagram according to figure 3 amounts to its maximum always to more than 150 au, the corresponding thickness, to the maximum of the diagram according to figure 4, n ' is only about 75 pm.
Cela signifie que le procédé selon l'invention augmente très nettement la durée de marche admissible d'un élément combustible dans un réacteur nucléaire. Le rendement économique du fonctionnement du réacteur nucléaire s'en trouve amélioré, et la quantité des déchets radioactifs à décontaminer réduite. This means that the method according to the invention very clearly increases the permissible operating time of a fuel element in a nuclear reactor. The economic efficiency of the operation of the nuclear reactor is thereby improved, and the quantity of radioactive waste to be decontaminated reduced.
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