FR2683667A1 - Assemblage de combustible nucleaire a dispositif de securite passif integre. - Google Patents

Abstract

Certains des assemblages de combustible nucléaire contenus dans le cœur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides comportent un dispositif de sécurité passif intégré. Plus précisément, ce dispositif est constitué par un bloc annulaire (48) formant au moins la partie inférieure de la protection neutronique supérieure (42) de l'assemblage. Le bloc (48) est formé par des éléments (50) en matériau absorbant les neutrons, noyés dans une matrice (52) fusible à une température supérieure à la température du sodium lors du fonctionnement normal du réacteur. Une enveloppe intérieure perforée (54) assure le maintien mécanique du bloc (48), tout en permettant aux éléments (50) de descendre dans l'assemblage, après fusion de la matrice (52).

Description

ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE

A DISPOSITIF DE SECURITE PASSIF INTEGRE

DESCRIPTION

L'invention concerne un assemblage de combustible nucléaire comportant un dispositif de sécurité passif intégré Un tel assemblage est conçu pour être placé dans le coeur d'un réacteur nucléaire tel qu'un réacteur à neutrons rapides refroidi par un métal liquide, parmi des assemblages de combustible

nucléaire de structure classique.

Le coeur d'un réacteur nucléaire comprend une zone centrale combustible, dans laquelle est placé un matériau fissile habituellement constitué par un oxyde

mixte d'oxyde d'uranium enrichi et d'oxyde de plutonium.

Cette zone combustible est totalement entourée par une couverture de matériau fertile habituellement constituée

d'oxyde d'uranium appauvri.

Dans la pratique, cette structure est obtenue en juxtaposant des assemblages verticaux, de section

hexagonale Chacun de ces assemblages comprend une enve-

loppe tubulaire extérieure, dans laquelle est placé un faisceau d'aiguilles contenant chacune un empilement de pastilles de matériau fissile et/ou fertile Dans

la zone périphérique du coeur, les assemblages sont for-

més d'aiguilles ne contenant que des pastilles de maté-

riau fertile, de façon à constituer des assemblages fer-

tiles formant la couverture périphérique du coeur Au contraire, dans la partie centrale du coeur du réacteur, les aiguilles de chacun des assemblages contiennent dans leur partie centrale des pastilles de matériau fissile, alors que des pastilles de matériau fertile sont placées à chacune des extrémités de l'empilement, pour former la couverture axiale inférieure et la couverture axiale

supérieure du coeur Dans la suite du texte, on appel-

lera ces derniers assemblages "assemblages fissiles" ou assemblages de combustible nucléaire Par ailleurs,

on appellera "aiguille combustible" ou aiguille de combustible nucléaire les aiguilles contenues dans ces assemblages fissiles.5 Dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapi- des, certains des emplacements occupés par les assembla-

ges fissiles et fertiles sont remplacés par des passages dans lesquels peuvent chuter des barres de contrôle contenant un matériau absorbant les neutrons, afin10 d'arrêter la réaction de fission dans le coeur en cas d'incident En fonctionnement normal, ces barres de

contrôle sont suspendues au-dessus du coeur, par exemple au moyen d'un grappin ou d'un électro-aimant Elles constituent ainsi des dispositifs de sécurité actifs15 dont la mise en oeuvre nécessite une action sur l'organe auquel ces barres sont suspendues.

Comme l'illustre notamment le document FR-A-2 251 079, ces barres de contrôle peuvent être conçues sous la forme d'un ensemble articulé, afin que20 leur chute dans le coeur entraînant l'arrêt de la réaction de fission puisse se produire même en cas de

déformation des assemblages constituant le coeur Cela permet notamment d'assurer la sécurité même en cas de séisme.25 Ces dispositifs de sécurité actifs existants sont généralement commandés par la disparition d'un si-

gnal, par exemple du signal d'alimentation de l'élec- tro-aimant auquel la barre de contrôle est suspendue, ce qui contribue à diminuer les risques de non fonction-30 nement.

Cependant, le caractère actif de ces disposi- tifs de sécurité nécessite toujours une action extérieu-

re, de sorte qu'il existe quand même un risque très mi- nime de non fonctionnement des barres de contrôle.35 Pour remédier à cet inconvénient, on a imaginé d'adjoindre aux dispositifs de sécurité actifs que constituent les barres de contrôle des dispositifs de sécurité passifs, conçus pour éviter qu'une défaillance totale des barres de contrôle, combinée avec une perte 5 partielle ou totale du débit de métal liquide dans le coeur du réacteur, ne conduisent à l'ébullition du métal liquide et à une excursion de puissance. Comme l'illustre notamment le document FR-A-2 230 984, ces dispositifs de sécurité passifs peuvent être placés à l'intérieur même de certains des assemblages de combustible nucléaire contenus dans le coeur du réacteur Plus précisément, ce document propose de placer à l'intérieur d'un tube disposé selon l'axe de l'assemblage concerné plusieurs éléments en un15 matériau absorbant les neutrons, ou "éléments absorbants", ces éléments étant placés sur un fil,

au-dessus d'une butée inférieure accrochée à ce fil par l'intermédiaire d'une matière fusible, le fil étant lui-même suspendu à la partie supérieure du tube par20 une matière fusible.

La température de fusion de la matière fusible est supérieure à la température normale de fonctionne-

ment du réacteur, de sorte que les éléments absorbants sont normalement maintenus au-dessus du faisceau25 d'aiguilles combustibles logé autour du tube, à l'intérieur de l'assemblage Par conséquent, les éléments ' absorbants n'introduisent alors pas

d'antiréactivité dans le coeur.

Lorsqu'un incident tel que l'arrêt des pompes primaires du réacteur conduit à un échauffement anormal du métal liquide de refroidissement du coeur, la matière fusible fond, de telle sorte que les éléments absorbants chutent dans la partie basse du tube L'agencement est alors tel que ces éléments se trouvent au niveau de la35 partie fissile du coeur du réacteur Ils introduisent donc dans ce dernier de l'antiréactivité, permettant

d'arrêter la réaction de fission dans le coeur.

Un dispositif de sécurité passif tel que celui qui est décrit dans le document FR-A-2 230 984 permet bien de parvenir au résultat souhaité, qui est d'éviter

qu'une défaillance totale des barres de contrôLe, combi-

née avec une perte partielle ou totale du débit de métal liquide dans le coeur, ne conduise à l'ébullition du

métal liquide et à une excursion de puissance.

Cependant, le dispositif intégré proposé dans ce document a pour inconvénient de réduire sensiblement la puissance de l'assemblage dans lequel il est intégré,

puisque le nombre d'aiguilles combustibles y est sensi-

blement réduit Etant donné que le résultat souhaité

nécessite d'équiper une partie des assemblages consti-

tuant le coeur du réacteur avec un tel dispositif, une telle réduction de puissance peut être considérée comme pénalisante. Par ailleurs, la mise en oeuvre du dispositif de sécurité passif décrit dans le document FR-A-2 230 984 est conditionnée par des éléments fusibles qui remplissent en même temps une fonction de supportage mécanique des éléments en matériau absorbant les neutrons Etant donné que la chute de ces derniers éléments doit intervenir impérativement avant l'ébullition du métal liquide, il est difficile de trouver un matériau fusible remplissant dans des conditions satisfaisantes cette fonction de tenue mécanique à la température normale de fonctionnement du réacteur Cela signifie qu'une mise en oeuvre intempestive des dispositifs de sécurité passifs ne peut être exclue en fonctionnement normal Cela constitue un autre inconvénient difficilement acceptable pour ces

dispositifs de sécurité passifs.

L'invention a principalement pour objet un

assemblage de combustible nucléaire comportant un dispo-

sitif de sécurité passif intégré dont la présence n'entraîne aucune diminution de la quantité de matière

fissile présente dans l'assemblage.

L'invention a aussi pour objet un assemblage dont la mise en oeuvre intempestive peut être évitée grâce à une dissociation des parties sensibles à la température et des parties assurant le maintien

mécanique des éléments absorbants.

Selon l'invention, le premier de ces objectifs est atteint au moyen d'un assemblage de combustible nucléaire, à dispositif de sécurité passif intégré, comprenant une enveloppe tubulaire extérieure dans laquelle sont logés, en partant du haut, une protection neutronique supérieure et un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire, le dispositif de sécurité passif incluant des éléments en un matériau absorbant les neutrons, normalement maintenues au-dessus du faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire par des moyens fusibles, ces derniers provoquant automatiquement la chute desdits éléments lorsque la température dépasse un seuil prédéterminé, supérieur à une température normale de fonctionnement, caractérisé par le fait que les éléments en un matériau absorbant les neutrons sont noyés dans une matrice constituant lesdits moyens fusibles, pour former un bloc annulaire constituant au moins une partie inférieure de la protection neutronique supérieure. Avantageusement, la dissociation des fonctions de tenue mécanique et de sensibilité à la température est obtenue en plaçant le bloc annulaire entre l'enveloppe tubulaire extérieure et une enveloppe tubulaire intérieure de maintien, fixée à l'enveloppe tubulaire extérieure et munie de perforations permettant le passage des éléments en un matériau absorbant les

neutrons, après fusion de la matrice.

Lorsqu'on désire assurer une protection neutronique supérieure après fusion de la matrice, on prévoit, dans la partie haute du bloc annulaire, d'autres éléments en matériau absorbant les neutrons, de section supérieure à la section des perforations de

l'enveloppe tubulaire intérieure de maintien.

Afin d'éviter que les éléments en un matériau

absorbant les neutrons ne soient entraînés hors de l'as-

semblage par conduction thermique ou par convection naturelle, une grille supérieure de retenue est placée, de préférence, dans un passage central de l'assemblage,

au-dessus du bloc annulaire.

Dans un premier mode de réalisation de l'invention, les éléments en matériau absorbant ont une section minimale supérieure à la section des espaces séparant les aiguilles de combustible nucléaire Par conséquent, lors de la fusion de la matrice, ces éléments, qui se présentent par exemple sous la forme de billes, restent au- dessus des aiguilles de

combustible nucléaire.

Lorsqu'un faisceau d'aiguilles fertiles for-

mant une couverture axiale supérieure est placé entre la protection neutronique supérieure et le faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire, de telle sorte que les espaces séparant ces dernières aiguilles aient une section inférieure à la section des espaces séparant

les aiguilles fertiles, les éléments en matériau absor-

bant ont, dans ce cas, une section maximale inférieure

à la section des espaces séparant les aiguilles ferti-

les Ces éléments absorbants pénètrent donc entre les

aiguilles fertiles lors de la fusion de la matrice.

Dans un deuxième mode de réalisation de l'invention, les éléments en matériau absorbant ont une section maximale inférieure à la section des espaces séparant les aiguilles de combustible nucléaire Par conséquent, ces éléments chutent entre les aiguilles de combustible nucléaire lors de la fusion de la matrice. Dans ce cas, l'échappement vers le bas des

éLéments en matériau absorbant est avantageusement empê-

ché au moyen d'une grille inférieure de retenue placée dans l'enveloppe tubulaire extérieure, en dessous du

faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire.

On décrira à présent, à titre d'exemples non limitatifs, deux modes de réalisation de l'invention en se référant aux dessins annexés, dans Lesquels:

la figure 1 est une vue en coupe transver-

sale représentant de façon schématique un réacteur à

neutrons rapides de type intégré, dont le coeur est for-

mé au moins partiellement d'assemblages de combustible nucléaire conforme à l'invention;

la figure 2 est une vue en coupe longitudi-

nale d'un assemblage de combustible nucléaire à dispo-

sitif de sécurité passif intégré, conforme à l'inven-

tion; et

la figure 3 est une vue en coupe longitudi-

nale d'un assemblage de combustible nucléaire, à plus

grande échelle, dont les moitiés droite et gauche il-

lustrent respectivement un premier et un deuxième modes

de réalisation de l'invention.

Sur la figure 1, on a représenté de façon très schématique un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré De manière classique, pour un réacteur de ce type, l'ensemble du circuit primaire est contenu dans une cuve principale 10, d'axe vertical Cette cuve est suspendue à une dalle de fermeture horizontale 12 qui repose à sa périphérie sur le bord supérieur d'une enceinte de protection 14, réalisée en béton, entourant

la cuve principale 10.

Dans la partie centrale de la cuve principale

se trouve situé le coeur 16 du réacteur, qui est for-

mé principalement par la juxtaposition d'assemblages fissiles et fertiles, disposés verticalement côte à côte selon un réseau régulier, par exemple de type hexagonal

dans le cas habituel o les assemblages présentent eux-

mêmes une section horizontale hexagonale Pour faciliter la lecture de la figure 1, seul un assemblage fissile

17 et un assemblage fertile 19 y sont représentés.

La partie inférieure, généralement appelée pied, de chacun des assemblages fissiles et fertiles constituant le coeur 16 du réacteur, est emboîtée dans un sommier 18 qui assure simultanément le supportage de ces assemblages et leur alimentation en métal liquide de refroidissement Le sommier 18 repose lui-même sur le fond de la cuve principale 10 par l'intermédiaire

d'un platelage 20.

D'une manière habituelle pour un réacteur de ce type, la cuve principale 10 est remplie d'un métal liquide 22, constitué par exemple par du sodium Des pompes 24, suspendues à la dalle de fermeture 12, permettent de faire circuler le sodium 22 de bas en haut

au travers du coeur 16 du réacteur, puis dans des échan-

geurs de chaleur 26 également suspendus à la dalle de fermeture 12 De cette manière, le métal liquide qui se réchauffe en traversant le coeur 16 du réacteur transmet la chaleur ainsi recueillie au fluide secondaire circulant dans les échangeurs de chaleur 26, avant d'être renvoyé dans le sommier d'alimentation 18 du coeur 16 par les pompes 24 La séparation entre le métal liquide relativement chaud sortant du coeur 16 du réacteur et le métal liquide relativement froid sortant des échangeurs de chaleur 26 est réalisée au

moyen d'une cuve interne 28.

La structure et la localisation des assembla-

ges fissiles 17 et des assemblages fertiles 19 consti-

tuant le coeur 16 du réacteur sont déterminées, comme l'illustre très schématiquement la figure 1, afin de définir dans le coeur 16 une zone centrale combustible ou fissile 16 a et une couverture périphérique 16 b entou-

rant totalement la zone centrale 16 a.

Dans les assemblages fissiles 17, la zone combustible est constituée par des pastilles d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium placées dans des aiguilles juxtaposées Les couvertures axiales supérieure et inférieure sont constituées par des pastilles d'oxyde d'uranium appauvri placées dans les aiguilles précitées à chaque extrémité de l'empilement de pastilles d'oxyde mixte d'uranium et du plutonium ou, pour la couverture axiale supérieure, dans d'autres

aiguilles de plus grand diamètre.

Par ailleurs, les assemblages fertiles 19 qui sont placés autour de ces assemblages fissiles ne contiennent que des pastilles d'oxyde d'uranium appauvri placées dans des aiguilles juxtaposées, selon une

configuration analogue à celle des assemblages fissiles.

Conformément à l'invention, certains des as-

semblages fissiles constituant le coeur 16 du réacteur

présentent un dispositif de sécurité passif intégré.

La structure générale des assemblages fissiles ainsi constitués va à présent être décrite en se référant à

la figure 2.

Cet assemblage fissile, désigné de façon géné-

rale par la référence 17 ' sur la figure 2, présente comme on l'a déjà mentionné une structure générale semblable à celle des assemblages fissiles traditionnels Ainsi, l'assemblage 17 ' à dispositif de sécurité passif intégré qui est représenté sur la figure 2 comprend une enveloppe tubulaire extérieure 32, de section hexagonale, prolongée vers le bas par un pied 34 semblable au pied des assemblages conventionnels 17 Le pied 34 permet à l'assemblage 17 ' de reposer sur le sommier 18 (figure 1) et d'être alimenté en métal liquide par ce sommier au travers de trous d'alimentation 36 et d'un dispositif déprimogène (non représenté) constitué par exemple par un système de diaphragmes contrôlant la perte de charge en fonction de l'emplacement occupé par l'assemblage dans le coeur

du réacteur.

A son extrémité supérieure, l'enveloppe tubu-

laire extérieure 32 comporte une rampe de préhension autorisant la manutention de l'assemblage 17 ' par les appareillages de manutention conventionnels (non

représentés), de la même manière que pour les assembla-

ges fissiles 17 et les assemblages fertiles 19 consti-

tuant le coeur 16 du réacteur.

En dessous de la rampe de préhension 40, l'en-

veloppe tubulaire extérieure 32 contient en partant du

haut une protection neutronique supérieure 42, de confi-

guration annulaire, une couverture axiale supérieure formée par un faisceau d'aiguilles fertiles 44, et une zone combustible formée par un faisceau d'aiguilles 46

de combustible nucléaire.

Les aiguilles fertiles 44 comme les aiguilles

fissiles 46 sont disposées parallèlement à l'axe longi-

tudinal de l'assemblage 17 ' et occupent toute la section

de cet assemblage, de la même manière que dans les as-

semblages fissiles 17 traditionnels En outre, il est à noter que la section des aiguilles fertiles 44 est supérieure à la section des aiguilles fissiles 46, de telle sorte que la section des espaces formés entre les aiguilles fertiles 44 est plus grande que la section

des espaces formés entre les aiguilles fissiles 46.

Conformément à l'invention, la protection neutronique supérieure 42 de L'assemblage 17 ' est 1 1 constituée, au moins dans sa partie inférieure, par un bloc annulaire 48 formant un dispositif de sécurité

passif intégré à cet assemblage.

De façon plus précise, le bloc annulaire 48 est formé par des éléments 50, réalisés en un matériau absorbant les neutrons tel que du bore ou du carbure de bore B 4 C, noyé dans une matrice 52, réalisée en un matériau bon conducteur de la chaleur et qui se trouve

à l'état solide à la température normale de fonctionne-

ment du réacteur, mais dont la température de fusion est très inférieure à la température d'ébullition du sodium à la pression considérée Le bloc annulaire 48

est fabriqué par moulage, puis usiné aux dimensions sou-

haitées, avant d'être mis en place à l'intérieur de

l'enveloppe tubulaire 32, pour y former au moins la par-

tie basse de la protection neutronique supérieure 42 ou, comme l'illustrent les figures 2 et 3, la totalité

de cette protection neutronique.

Dans la pratique, les éléments 50 en matériau absorbant les neutrons se présentent avantageusement sous la forme de grains, de billes ou de petites sphères dont la section peut prendre des valeurs différentes suivant le mode de réalisation considéré, comme on le

verra ultérieurement.

Par ailleurs, le matériau constituant la matrice 52 peut notamment être constitué par de l'aluminium, par un alliage d'aluminium ou par de l'aluminium renforcé de fibres d'alumine ou de carbure de silicium En effet, la température de fusion de l'aluminium (environ 660 C) est supérieure d'environ C à la température du sodium en régime nominal de fonctionnement du réacteur (environ 550 C) et inférieure d'environ 300 C à la température d'ébullition du sodium à la pression considérée (environ 950 C) Par ailleurs, l'aluminium est très bon conducteur de la chaleur, chimiquement compatible avec le sodium, et a une faible

section efficace d'absorption des neutrons.

Comme on l'a représenté schématiquement sur la figure 2, le bloc annulaire 48 est avantageusement maintenu par une enveloppe tubulaire intérieure de main-

tien 54, dont les deux extrémités sont fixées, par exem-

ple par soudage, à l'enveloppe tubulaire extérieure 32.

Cette enveloppe intérieure de maintien 54, qui peut notamment être réalisée en acier inoxydable, permet d'assurer la fonction de maitien mécanique des éléments noyés dans la matrice 52, cette dernière ayant alors seulement pour fonction de libérer les éléments 50 lorsque la température augmente au-delà d'une valeur prédéterminée Une libération intempestive des éléments 50 lorsque le réacteur fonctionne normalement est ainsi évitée. Pour permettre l'écoulement des éléments 50

en matériau absorbant les neutrons lorsque la tempéra-

ture prédéterminée est atteinte, l'enveloppe intérieure

de maintien 54 comporte de nombreuses perforations régu-

lièrement réparties sur toute sa surface et dont la sec-

tion est supérieure à la section maximum des éléments 50.

La protection neutronique supérieure 42 incor-

porant le bloc annulaire 48 maintenu par l'enveloppe tubulaire intérieure de maintien 54 présente une forme générale semblable à celle de la protection neutronique supérieure d'un assemblage fissile 17 de conception classique En particulier, cette protection neutronique supérieure 42 délimite intérieurement un passage central ou axial 56, formé selon l'axe vertical de l'assemblage et par lequel s'écoule vers le haut le métal liquide cheminant entre les aiguilles 46 et 44 à l'intérieur

de l'assemblage 17 '.

Afin d'éviter que les éléments 50 ne s'échap-

pent à L'extérieur de L'assemb Lage 17 ' par Le haut de ce dernier, après La fusion de La matrice 52, une gri L Le supérieure de retenue 58 est p Lacée dans ce passage 56,

immédiatement en dessous de La rampe de préhension 40.

La section des passages formée dans cette gri L Le 58 est inférieure à La section minimale des éLéments 50, mais La perte de charge induite par La présence de cette gri L Le 58 est aussi faible que possible A cet effet,

La grille 58 peut être constituée par un tamis.

Comme on L'a indiqué précédemment, Les éLé-

ments 50 qui sont noyés dans La matrice 52 pour former

le bloc annulaire 48 peuvent présenter différentes sec-

tions selon Le mode de réalisation considéré.

De façon plus précise, la section de ces élé-

ments 50 peut être supérieure à La section des passages formés entre Les aiguilles 46 de combustible nucléaire,

tout en étant inférieure à la section des passages for-

més entre les aiguilles fertiles 44, comme on l'a repré-

senté sur la moitié droite de la figure 3.

Au contraire, dans un deuxième mode de réali-

sation de l'invention illustré sur la moitié gauche de la figure 3, les éléments 50 en matériau absorbant les neutrons ont une section inférieure à celle des passages formés entre les aiguilles 46 de combustible nucléaire, la section de ces passages étant elle-même inférieure à la section des passages formés entre les aiguilles

fertiles 44, comme on l'a déjà indiqué.

On décrira à présent le fonctionnement des assemblages de combustible nucléaire conformes à l'invention, dans chacun des deux modes de réalisation illustrés sur les moitiés droite et gauche de la figure 3. Dans l'un et l'autre cas, la tenue mécanique

du bloc annulaire 48 est assurée, durant le fonction-

nement du réacteur, par l'enveloppe tubulaire intérieure de maintien 54 soudée sur l'enveloppe tubulaire extérieure 32, comme on l'a mentionné précédement La matrice 52 a alors pour seule fonction de maintenir la cohésion de l'empilement d'éléments 50 en matériau absorbant les neutrons Le refroidissement du bloc 48 est assuré par le débit normal du métal liquide

circulant dans l'assemblage 17 '.

Lors d'un accident de refroidissement de l'as-

semblage, le métal liquide ne circule pratiquement plus et s'échauffe rapidement au contact des aiguilles 46 de combustible nucléaire Par conduction thermique ou convection naturelle, ce métal liquide échauffe à son tour la matrice 52 jusqu'à sa fusion Les éléments 50 en matériau absorbant les neutrons, dont la section est plus faible que celle des perforations de l'enveloppe tubulaire intérieure de maintien 54, sont entraînés par gravité et par le flot du matériau fondu constituant

la matrice 52, plus dense que le sodium.

Dans les deux modes de réalisation illustrés sur les moitiés droite et gauche de la figure 3, les

éléments 50 en matériau absorbant les neutrons s'écou-

lent dans les passages de section sensiblement triangu-

laire formés entre les aiguilles fertiles 44 de la

couverture axiale supérieure de l'assemblage 17 '.

Dans le premier mode de réalisation illustré sur la part e droite de la figure 3, les éléments 50 ne peuvent pas pénétrer entre les aiguilles 46 de combustible nucléaire Ces éléments 50 restent donc bloqués au-dessus des aiguilles 46 pour former plusieurs lits d'éléments en matériau absorbant, qui introduisent une contre réactivité par "ombre neutronique" dans le coeur du réacteur Si plusieurs assemblages 17 ' sont placés dans le coeur du réacteur en des emplacements judicieusement choisis, la réaction nucléaire peut ainsi

être stoppée.

La grille supérieure de retenue 58 empêche

l'envol éventuel des éléments 50 dans le circuit primai-

re du réacteur.

Dans le deuxième mode de réalisation de l'invention illustré sur la moitié gauche de la figure 3, les éléments 50 en matériau absorbant les neutrons peuvent également s'écouler dans les passages sensiblement triangulaires formés entre les aiguilles 46 de combustible nucléaire Ces éléments 50 pénètrent ainsi directement dans la zone fissile du coeur du réacteur. Dans ce cas et comme on l'a illustré sur la figure 2 et sur la moitié gauche de la figure 3, une grille inférieure de retenue 60 est montée à l'intérieur15 de l'enveloppe tubulaire extérieure 32, en dessous du faisceau d'aiguilles 46 de combustible nucléaire Cette grille, qui présente une faible perte de charge comme la grille 58, comporte des perforations dont la faible section permet de retenir les éléments 50 en matériau20 absorbant les neutrons Comme dans le premier mode de

réalisation de l'invention, un arrêt de la réaction nu-

cléaire peut ainsi être obtenu dans le coeur du réacteur

en disposant plusieurs assemblages 17 ' en des emplace-

ments judicieusement choisis.

Comme on l'a déjà indiqué, les assemblages

17 ' conformes à l'invention présentent la même puissance que les assemblages de combustible nucléaire tradition-

nels 17 Bien entendu, le nombre et la répartition de ces assemblages 17 ' dans le coeur sont fonction de l'ef-30 ficacité, de la diversification et de la redondance recherchées par rapport aux moyens normaux et

complémentaires d'arrêt du réacteur existant dans ce dernier On peut notamment envisager de former toute la partie centrale du coeur du réacteur à l'aide35 d'assemblages 17 ' conformes à l'invention.

Il est à noter par ailleurs que, quel que soit

le mode de réalisation concerné, le bloc 48 peut compor- ter dans sa partie supérieure des éléments 62 en maté-

riau absorbant les neutrons, présentant une section sen-

siblement supérieure à celle des éléments 50 aptes à chuter dans l'assemblage lors de la fusion de la matrice 52 Plus précisément, la section de ces éléments 62 est

supérieure à la section des passages formés dans l'enve-

loppe intérieure de maintien 54, de telle sorte que ces éléments restent à l'intérieur de cette enveloppe après fusion de la matrice 52 On assure alors, après fusion de la matrice 52, un minimum de protection neutronique

supérieure à l'assemblage.

Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation qui viennent d'être décrits

à titre d'exemple, mais en couvre toutes les variantes.

Ainsi, on comprendra notamment que l'invention peut aussi s'appliquer à un assemblage dans lequel la couverture axiale supérieure est intégrée aux aiguilles 46 de combustible nucléaire, les dimensions des éléments en matériau absorbant les neutrons étant alors conformes à ceux du deuxième mode de réalisation décrit Par ailleurs, les éléments 50 en matériau absorbant les neutrons qui sont noyés dans la matrice 52 peuvent présenter des sections et des formes différentes, les premier et deuxième modes de réalisation de l'invention pouvant notamment être combinés, à condition que les éléments de p Lus faible section soient placés dans la

partie basse du bloc 48.

Claims (5)

REVENDICATIONS

1 Assemblage de combustible nucléaire, à dispositif de sécurité passif intégré, comprenant une enveloppe tubulaire extérieure ( 32) dans laquelle sont 5 logés, en partant du haut, une protection neutronique supérieure ( 42) et un faisceau d'aiguilles ( 46) de combustible nucléaire, le dispositif de sécurité passif incluant des éléments ( 50) en un matériau absorbant les neutrons normalement maintenus au-dessus du faisceau10 d'aiguilles de combustible nucléaire par des moyens fusibles ( 52), ces derniers provoquant automatiquement la chute desdits éléments lorsque la température dépasse un seuil prédéterminé, supérieur à une température normale de fonctionnement, caractérisé par le fait que15 les éléments ( 50) en un matériau absorbant les neutrons sont noyés dans une matrice ( 52) constituant lesdits moyens fusibles, pour former un bloc annulaire ( 48) constituant au moins une partie inférieure de la protection neutronique supérieure ( 42).20 2 Assemblage selon la revendication 1, carac- térisé par le fait que ledit bloc annulaire ( 48) est

placé entre l'enveloppe tubulaire extérieure ( 32) et une enveloppe tubulaire intérieure de maintien ( 54) fixée à cette dernière et munie de perforations25 permettant le passage des éléments ( 50) en un matériau absorbant les neutrons.

3 Assemblage selon la revendication 2, carac- térisé par le fait que ledit bloc annulaire ( 48) compor-

te en partie haute d'autres éléments ( 62) en matériau30 absorbant les neutrons, de section supérieure aux perfo-

rations de l'enveloppe tubulaire intérieure de maintien

( 54).

4 Assemblage selon l'une quelconque des

revendications 1 à 3, caractérisé par le fait qu'une

grille supérieure de retenue ( 58) est placée dans un passage central ( 56) de l'assemblage, au-dessus du bloc

annulaire ( 48).

Assemblage selon l'une quelconque des

revendications précédentes, caractérisé par le fait que

les éléments ( 50) en matériau absorbant ont une section minimale supérieure à la section des espaces séparant

les aiguilles ( 46) de combustible nucléaire.

6 Assemblage selon la revendication 5, carac-

térisé par le fait qu'un faisceau d'aiguilles fertiles ( 44), formant une couverture axiale supérieure, étant placé entre la protection neutronique supérieure ( 42)

et le faisceau d'aiguilles ( 46) de combustible nucléai-

re, ces dernières étant séparées par des espaces de sec-

tion inférieure à la section des espaces séparant les

aiguilles fertiles, les éléments ( 50) en matériau absor-

bant ont une section maximale inférieure à la section

des espaces séparant les aiguilles fertiles.

7 Assemblage selon l'une quelconque des

revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que les

éléments ( 50) en matériau absorbant ont une section maximale inférieure à la section des espaces séparant

les aiguilles ( 46) de combustible nucléaire. 8 Assemblage selon la revendication 7, carac-

térisé par le fait qu'une grille inférieure de retenue ( 60) est placée dans l'enveloppe tubulaire extérieure

( 32), en dessous du faisceau d'aiguilles ( 46) de combus-

tible nucléaire.