FR2642887A1 - Assemblage combustible - Google Patents
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Abstract
Assemblage combustible comprenant une multiplicité de tiges combustibles 1 fixées ensemble en une relation d'espacement parallèle au moyen d'une pluralité de grilles 6 et entourées par un boîtier externe 8 comportant des ouvertures d'extrémité supérieure et inférieure. Les grilles sont disposées en une pluralité d'étages dans un sens axial des tiges combustibles. Au moins une cloison de séparation 7 est disposée coaxialement dans le boîtier externe pour que les tiges combustibles soient divisées en une pluralité de régions dans un sens radial de l'assemblage combustible.
Description
ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE
La présente invention concerne un assemblage combustible pour utilisation dans un réacteur nucléaire, en particulier un réacteur rapide de petite échelle de puissance.
La présente invention concerne un assemblage combustible pour utilisation dans un réacteur nucléaire, en particulier un réacteur rapide de petite échelle de puissance.
Jusqu'à présent, un assemblage combustible présentant la structure représentée sur la figure 5 était généralement utilisé dans les réacteurs rapides. Cet assemblage combustible général comporte environ 200 à 300 tiges combustibles 1 qui sont logées en un faisceau à l'intérieur d'un tube enveloppe 2 présentant une configuration en coupe transversale régulière hexagonale. Le tube enveloppe 2 comporte une buse d'entrée 3 prévue à son extrémité inférieure pour que la distribution du flux de réfrigérant soit effectuée par la buse d'entrée 3. Une tête de manipulation 4 pour le maniement de l'assemblage combustible est prévue à l'extrémité supérieure.
Comme autre type d'assemblage combustible utilisé dans les réacteurs rapides, un assemblage combustible présentant la structure représentée sur la figure 6 est connu. Cet assemblage combustible présente une structure dans laquelle le tube enveloppe 2 est supprimé du type général d'assemblage combustible décrit ci-dessus, et la buse d'entrée 3 et la tête de manipulation 4 sont portées par six supports 5 à la place. Dans cet assemblage combustible non enveloppé, les tiges combustibles i sont fixées par des grilles 6 qui sont disposées en une pluralité d'étages dans le sens axial des tiges combustibles.
L'assemblage combustible qui précède comportant la structure illustrée sur la figure 5 présente une perte de pression du coeur importante, à savoir, de 33,5 Kg/cm2, et l'expansion thermique se produit dans l'assemblage combustible au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire, en tramant l'interférence mutuelle entre le tube enveloppe et les tiges combustibles et l'interférence mutuelle entre les tubes enveloppe eux-mêmes qui sont adjacents les uns aux autres. En conséquence, les tubes enveloppe sont déformés, ce qui constitue l'une des restrictions au prolongement de la durée de vie du combustible. En outre, il se pose le problème qu'un grand nombre de tubes enveloppe contaminés par des matières radioactives doivent être mis au rebut.
D'autre part, l'assemblage combustible présentant la structure illustrée sur la figure 6 ne peut effectuer la distribution du flux de réfrigérant jusqu'au coeur du réacteur et présente donc l'inconvénient qu'il est impossible de niveler la distribution de puissance dans le sens radial de 11 assemblage combustible.
En outre, l'un ou l'autre des assemblages combustibles décrits ci-dessus requiert un système de rechargement, c'est- à-dire un bouchon tournant, une machine de manipulation de combustible, une machine à recharger, etc, dans un réacteur nucléaire dans lequel l'assemblage combustible décrit ci-dessus est chargé. I1 est également nécessaire d'arrêter le réacteur à peu près chaque année et de remplacer un certain nombre d'assemblages combustibles qui correspond à une certaine proportion du nombre total d'assemblages combustibles. De plus, le coût du système de rechargement décrit ci-dessus représente un pourcentage très élevé du coût de construction du réacteur nucléaire.En particulier, la proportion du coût du système de rechargement a tendance à augmenter au fur et à mesure que l'échel- le de puissance du réacteur est réduite. En outre, le système de rechargement est un obstacle à une diminution de la taille de la structure du réacteur nucléaire.
Par conséquent, la présente invention a pour objet de pallier les problèmes de l'art antérieur précités et de fournir un assemblage combustible qui permet une simplification du réacteur nucléaire et est adapté à un réacteur nucléaire de petite taille qui présente une petite échelle de puissance et qui peut cependant rivaliser avec les réacteurs nucléaires de grande taille en coût d'unité de puissance, par exemple, et peut donc concurrencer les réacteurs nucléaires de grande taille en termes de coût.
Un autre objet de la présente invention est de fournir un assemblage combustible qui permet de se passer d'un système de rechargement et n'exige pas une opération de rechargement complexe.
Pour atteindre les objets ci-dessus, un assemblage combustible selon la présente invention comprend une multiplicité de tiges combustibles fixées ensemble par une pluralité de grilles et entourées d'un boîtier externe comportant des ouvertures d'extrémité supérieure et inférieure. Les grilles sont disposées en une pluralité d'étages dans le sens axial des tiges combustibles. Au moins une cloison de séparation est disposée coaxialement dans le boîtier externe pour diviser les tiges combustibles en une pluralité de régions dans le sens radial de l'assemblage combustible.
Dans un mode de réalisation de la présente invention, il est préférable de fournir un moyen de commande de flux réfrigérant à l'ouverture d'extrémité inférieure du boîtier externe.
Etant donné que l'assemblage combustible de la présente invention présente une structure telle que décrite cidessus, les tiges combustibles sont retenues par les grilles si bien que les tiges combustibles sont correctement espacées les unes des autres et de même les tiges combustibles sont correctement espacées du boîtier externe.
Ainsi il ne se produit substantiellement pas d'interférence mutuelle entre le boîtier externe et les tiges combustibles et entre la cloison de séparation et les tiges combustibles même lorsque l'expansion thermique se produit dans l'assemblage combustible pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire.
En outre, étant donné que les tiges combustibles sont divisées en une pluralité de régions dans le sens radial de l'assemblage combustible par le boîtier externe et la cloison de séparation, il est possible d'effectuer la distribution du flux de réfrigérant afin de régler la distribution de puissance dans le sens radial de l'assemblage combustible. Lorsque le moyen de commande du flux de réfrigérant est prévu à l'ouverture d'extrémité inférieure du boîtier externe, la distribution de puissance de l'assemblage combustible peut être nivelée plus efficacement.
Au moment du rechargement dans l'assemblage combustible de la présente invention, la totalité de l'assemblage combustible est remplacée en bloc.
Les modes de réalisation préférée de la présente invention vont être décrits ci-dessous avec référence aux dessins sur lesquels
La figure 1 est une vue en coupe verticale illustrant schématiquement un mode de réalisation d'un assemblage combustible selon la présente invention;
La figure 2A est une vue en coupe horizontale partielle de l'assemblage combustible illustré sur la figure 1;
La figure 2B est une vue en coupe horizontale partielle illustrant un autre mode de réalisation d'un assemblage combustible selon la présente invention;
La figure 3 est une vue en coupe verticale illustrant schématiquement un exemple d'un réacteur rapide refroidi par métal liquide incorporant l'assemblage combustible représenté sur la figure 1; ;
Les figures 4A, 4B et 4C illustrent les agencements d'un coeur de réacteur du réacteur rapide représenté sur la figure 3 lorsque le réacteur rapide est dans un état de puissance critique, un état de puissance maximale, et un état d'arrêt d'urgence, respectivement;
La figure 5 est une vue en perspective partiellement en coupe illustrant un assemblage combustible de l'art antérieur; et
La figure 6 est une vue en perspective partiellement en coupe illustrant un autre assemblage combustible de l'art antérieur.
La figure 1 est une vue en coupe verticale illustrant schématiquement un mode de réalisation d'un assemblage combustible selon la présente invention;
La figure 2A est une vue en coupe horizontale partielle de l'assemblage combustible illustré sur la figure 1;
La figure 2B est une vue en coupe horizontale partielle illustrant un autre mode de réalisation d'un assemblage combustible selon la présente invention;
La figure 3 est une vue en coupe verticale illustrant schématiquement un exemple d'un réacteur rapide refroidi par métal liquide incorporant l'assemblage combustible représenté sur la figure 1; ;
Les figures 4A, 4B et 4C illustrent les agencements d'un coeur de réacteur du réacteur rapide représenté sur la figure 3 lorsque le réacteur rapide est dans un état de puissance critique, un état de puissance maximale, et un état d'arrêt d'urgence, respectivement;
La figure 5 est une vue en perspective partiellement en coupe illustrant un assemblage combustible de l'art antérieur; et
La figure 6 est une vue en perspective partiellement en coupe illustrant un autre assemblage combustible de l'art antérieur.
En se référant à présent à la figure 1, est représenté schématiquement un mode de réalisation de l'assemblage combustible selon la présente invention. Une multiplicité de tiges combustibles 1 sont fixées ensemble par des grilles 6 qui sont disposées en une pluralité d'étages dans le sens axial des tiges combustibles de manière que les tiges combustibles 1 adjacentes soient correctement espacées les unes des autres. Bien que seulement quelques tiges combustibles 1 soient représentées sur la figure 1, environ 10 000 tiges combustibles sont disposées, lorsque l'assemblage combustible est utilisé dans un coeur d'un réacteur de puissance qui produit une énergie électrIque de 100 MW.La multiplicité de tiges combustibles 1 est entourée par un boîtier externe 8, et divisée en outre en une région interne I et une région externe Il par une cloison de séparation 7 disposée coaxialement dans le boîtier externe 8. Un moyen de commande de flux, par exemple des orifices de commande d'écoulement 9, est prévu à l'ouverture d'extrémité inférieure du boîtier externe 8 et au sein de la région externe Il.
Les régions I'et II des tiges combustibles 1 sont représentées clairement sur la figure 2A. La multiplicité de tiges combustibles 1 est divisée par la cloison de séparation 7 présentant une configuration en coupe transversale hexagonale régulière, en la région interne I à l'intérieur de la cloison de séparation 7 et la région externe II à l'extérieur de la cloison de séparation 7. Les tiges combustibles 1 dans la région externe II sont entourées par le boîtier externe cylindrique 8.
D'après les résultats des expériences et analyses effectuées jusqu'à présent, la perte de pression du coeur de l'assemblage combustible de la présente invention est de 1,5 Kg/cm2, ce qui est beaucoup moins que celle de l'assemblage combustible de l'art antérieur présentant la structure représentée sur la figure 5, à savoir, 3,5 Kg/cm2. Aussi, la puissance de la pompe de circulation du réfrigérant à travers le coeur diminue, et le réfrigérant peut circuler régulièrement à travers le système de circulation pour que le flux de réfrigérant traverse le coeur.
Etant donné que chaque tige combustible 1 est fixée et retenue par les grilles 6 à une distance appropriée d'une autre tige combustible 1, de la cloison de séparation 7 et du boîtier externe 8, même lors de l'expansion de l'assemblage combustible au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire, il ne se produit substantiellement pas d'interférence mutuelle entre ces éléments. Par conséquent, il n'y a pas de risque que la cloison de séparation 7 et le boîtier externe 8 soient déformés par l'interférence mutuelle et ces éléments peuvent donc être utilisés pendant longtemps. En conséquence, la quantité de déchets radioactifs à éliminer est moins grande.
En outre, étant donné que le flux de réfrigérant traversant les régions I et Il dans le coeur peut être correctement distribué en réglant les orifices de commande d'écoulement 9, les caractéristiques de combustion complète du combustible sont améliorées.
Lorsque l'assemblage combustible de la présente invention est utilisé dans un coeur de petite taille d'un réacteur de puissance qui produit une énergie électique de, par exemple, moins de 100 MW, le nombre de tiges combustibles défectueuses est d'1 tout au plus, soit le taux de défaillance de 0,01 %. Ce nombre de tige combustible défectueuse est tout à fait tolérable, si bien qu'il n'est pas nécessaire de remplacer la tige combustible défectueuse.
Le réacteur nucléaire de petite taille va être brièvement décrit. En se référant à la figure 3, un caisson de réacteur 11, qui est installé dans un puits 22, comporte un réflecteur radial annulaire 12 fixé sur un support 23 pour être disposé dans un espace pour un réfrigérant 13. Le support 23 comporte des orifices d'écoulement 23a afin que le flux réfrigérant circule au travers. Un coeur 10, qui peut être le boîtier externe 8 comprenant l'assemblage combustible décrit ci-dessus (figure 1) est pris en sandwich à ses extrémités supérieure et inférieure par deux réflecteurs axiaux 14a, 14b et relié à ceux-ci afin que le réflecteur axial supérieur 14a soit raccordé à l'extrémité inférieure d'un tube d'unité de puissance 15.Le coeur 10 du réacteur (c'est-à-dire, le boîtier externe 8) peut etre déplacé vers le haut et vers le bas à travers le réflecteur radial annulaire 12, avec les deux réflecteurs axiaux 14a, 14b en déplaçant le tube d'unité de puissance 15. Le tube d'unité de puissance 15 est suffisamment long pour que l'extrémité supérieure du tube d'unité de puissance 15 s'étende vers le haut au-delà de l'extrémité supérieure du caisson du réacteur 11 lorsque le coeur 10 s'étend à travers le réflecteur radial annulaire 12. Le tube d'unité de puissance 15 est inséré dans le caisson du réacteur 11 et s'étend de manière hermétique à travers un bouchon de blindage 16.Le caisson du réacteur li est scellé à son extrémité supérieure au moyen d'un bouchon de blindage, non représenté, pour empêcher les radiations de fuir à 1 t extérieur du caisson du réacteur 11.
Les deux réflecteurs axiaux 14a, 14b comportent des voies d'écoulement de réfrigérant s'détendant axialement et le tube d'unité de puissance 15 comporte des orifices d'écoulement 19 de réfrigérant dans leur partie supérieure afin que le réfrigérant 13 passe à travers l'intérieur du boîtier externe 8, c'est-à-dire, à travers le coeur 10, et circule dans le caisson du réacteur 11 par les orifices d'écoulement 19 de réfrigérant dans la partie supérieure du tube d'unité de puissance 15 par l'actionnement d'une pompe de circulation 20 prévue à l'intérieur du tube d'unité de puissance 15 ou alors par circulation naturelle.
Le niveau de puissance du réacteur comme le réacteur de petite taille décrit est déterminé par la position du coeur 10 relativement au réflecteur radial 12. Lorsque le coeur 10 est positionné en étant entouré par le réflecteur radial 12 et les deux réflecteurs axiaux 14a, 14b comme représenté sur la figure 4A, la puissance atteint un point critique.
Lorsque le coeur 10 est davantage inséré pour atteindre le centre du réflecteur radial 12 comme représenté sur la figure 4B, la puissance atteint un maximum. Ensuite, la puissance du réacteur diminue progressivement, et lorsque le coeur est passé complètement en dessous du réflecteur radial 12 comme représenté sur la figure 4C, le réacteur est en arrêt d'urgence. La chaleur produite dans le coeur 10 est emmenée à 1 1extérieur, par exemple, par des tubes de chauffe 17, qui sont disposés dans le tube d'unité de puissance 15, à partir de son extrémité supérieure.
Par exemple, lorsque l'assemblage combustible du mode de réalisation décrit ci-dessus est utilisé dans un réacteur rapide refroidi par métal liquide de petite taille d'une puissance inférieure ou égale à 300 MW et lorsqu'un métal liquide, par exemple, du sodium métallique fondu (Na) ou du NaK, est employé comme réfrigérant 13, puisque le coefficient de vide de réfrigérant est négatif, il est possible de garantir la sécurité relativement à la criticité dans l'état d'assemblage de l'assemblage combustible dans l'air.Lorsque l'assemblage combustible du mode de réalisation décrit ci-dessus est utilisé-dans un coeur 10 d'une puissance de 10 MW, la valeur du réflecteur mesurée relativement au cas où le coeur 10 est inséré dans le réflecteur radial 12 et le cas où il est sorti de ce dernier est de 18 % K/K, ce qui est beaucoup plus que la valeur des barres de commande (généralement 7 à 8 % K/K) des coeurs de grande taille traditionnels. Par conséquent, l'assemblage combustible du mode de réalisation décrit ci-dessus permet d'augmenter l'excédent de réactivité. En outre, la réactivité de déficit de combustion dans un cas où le réacteur nucléaire a fonctionné pendant un an est d'environ 2,5 %
K/K; ainsi, il est possible de prévoir que la durée de vie du combustible sera en moyenne de 7 ans.
K/K; ainsi, il est possible de prévoir que la durée de vie du combustible sera en moyenne de 7 ans.
L'assemblage combustible qui atteint la fin de sa durée de vie de cette manière est extrait avec le tube d'unité de puissance 15 une fois que la chaleur de désintégration s' est atténuée pour procéder au changement de combustible.
Bien qu'un mode de réalisation de l'assemblage combustible selon la présente invention ait été décrit ci-dessus, l'assemblage combustible de la présente invention peut être modifié de diverses façons en fonction du type, de la taille, etc du réacteur nucléaire utilisant l'assemblage combustible. Par exemple, lorsque la taille du coeur est relativement grande, un tube de guidage des barre de commande 18 peut être fourni, comme représenté sur la figure 2B, afin qu'une barre de commande (non représentée) puisse être insérée.
Comme il ressort de la description qui précède, l'assemblage de combustible de la présente invention présente une chute de pression du coeur réduite et le réfrigérant traversant le coeur est distribué à une pluralité de régions. Il est donc possible de niveler la distribution de puissance dans le sens radial. Etant donné qu'il ne se produit substantiellement pas d'interférence mutuelle entre le boîtier externe et les tiges combustibles et entre les tiges combustibles elles-mêmes, il n'y a pas de risque de déformation du boîtier externe, de la cloison de séparation, etc. Ainsi, il est possible de faire fonctionner le réacteur nucléaire pendant une longue période. En outre, puisqu'il est possible de faire en sorte quelea totalité de l'assemblage combustible soit remplacée en une seule fois, il n'est pas nécessaire d'utiliser un système de rechargement traditionnel, c est-à-dire, un bouchon tournant, une machine à recharger, une machine de manutention de combustible, etc, et il est également possible de se passer du rechargement complexe. L'assemblage combustible de la présente invention est, donc, extrêmement efficace pour l'utilisation dans un réacteur rapide de petite taille à faible échelle de puissance.
Claims (2)
1. Assemblage combustible comprenant un boîtier externe (8) comportant des ouvertures d'extrémité supérieure et inférieure, une multiplicité de tiges combustibles (1) dans ledit boîtier externe, une pluralité de grilles (6) disposées en une pluralité d'étages dans un sens axial desdites tiges combustibles, pour fixer ensemble lesdites tiges combustibles (1) en une relation d'espacement parallèle, et au moins une cloison de séparation (7) disposée coaxialement dans ledit boîtier externe pour diviser lesdites tiges combustibles en une pluralité de régions dans un sens radial dudit assemblage combustible.
2. Assemblage combustible selon la revendication 1, dans lequel un moyen de commande de flux réfrigérant est disposé à l'ouverture d'extrémité inférieure dudit boitier externe.
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Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1276233A (fr) * | 1960-03-14 | 1961-11-17 | Gen Nuclear Engineering Co | Perfectionnements apportés à des réacteurs nucléaires |
| US4130460A (en) * | 1977-04-04 | 1978-12-19 | Iljunin Vladimir G | Fuel assembly for fast reactor |
Non-Patent Citations (1)
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|---|
| KERNTECHNIK, vol. 52, no. 3, juin 1988, pages 164-160, M}nchen, DE; H.E. H[FNER et al.: "Erfolgreicher Karbid-Brennelementtest im KNK-II-Reaktor" * |
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