FR2687245A1 - Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre, dans lequel la circulation du metal liquide est assuree par au moins un dispositif pompe-ejecteur. - Google Patents
Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre, dans lequel la circulation du metal liquide est assuree par au moins un dispositif pompe-ejecteur. Download PDFInfo
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Abstract
Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, il est proposé de remplacer les pompes mécaniques classiques par un à trois dispositifs pompe-éjecteur (22). Chaque dispositif comprend une pompe mécanique (42) à faible débit, qui refoule le métal liquide verticalement vers le bas par une tuyère de refoulement (44), débouchant en face du col d'une tuyère secondaire (46) reliée au sommier (24) par une tuyauterie d'alimentation (40). L'amplification du débit ainsi obtenue permet de réduire les dimensions et/ou le nombre des dispositifs de pompage et, par conséquent, de diminuer le coût de fabrication du réacteur.
Description
REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES DE TYPE INTEGRE,
DANS LEQUEL LA CIRCULATION DU METAL LIQUIDE EST ASSUREE
PAR AU MOINS UN DISPOSITIF POMPE-EJECTEUR.
DANS LEQUEL LA CIRCULATION DU METAL LIQUIDE EST ASSUREE
PAR AU MOINS UN DISPOSITIF POMPE-EJECTEUR.
DESCRIPTION
L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, dans lequel la circulation du métal liquide entre le coeur du réacteur et les échangeurs de chaleur est assurée par au moins un dispositif pompe-éjecteur.
L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, dans lequel la circulation du métal liquide entre le coeur du réacteur et les échangeurs de chaleur est assurée par au moins un dispositif pompe-éjecteur.
Dans un réacteur nucleaire à neutrons rapides de type intégré, l'ensemble du circuit primaire du réacteur est logé à l'intérieur d'une cuve, généralement appelée "cuve principale", d'axe vertical, obturée par une dalle de fermeture horizontale. On trouve donc à l'intérieur de cette cuve le coeur du réacteur, des échangeurs de chaleur, et des moyens de pompage servant à faire circuler le métal liquide contenu dans la cuve entre le coeur du réacteur et les échangeurs de chaleur.
Le métal liquide remplissant la cuve principale est surmonté d'un ciel de gaz neutre constitué généralement par de l'argon.
Dans la pratique, le coeur du réacteur est situé dans la partie centrale de la cuve principale et les échangeurs de chaleur ainsi que les moyens de pompage sont disposés en couronne, de façon alternée, autour du coeur. Habituellement, les moyens de pompage sont constitués par des pompes mécaniques comprenant une roue à aubes entraînée par un moteur électrique situé au-dessus de la dalle de fermeture, par l'intermédiaire d'un arbre vertical de grande longueur.
Un réacteur nucléaire à neutrons rapides de forte puissance (par exemple, 2500 MWe) doit comprendre au moins trois pompes mécaniques de ce type, régulièrement réparties autour de l'axe vertical de la cuve principale, pour assurer le débit nominal nécessaire au refroidissement du coeur (par exemple, 18000 kg/s). De plus, ces pompes sont de grandes dimensions, puisqu'elles présentent un diamètre maximal voisin de deux mètres.
L'un des problèmes essentiels posés par l'industrialisation des réacteurs nucléaires à neutrons rapides est leur coût de fabrication. La réduction de ce coût de fabrication passe impérativement par une amélioration de la compacité du réacteur, et notamment par une réduction de diamètre de la cuve principale du réacteur. Cependant, les techniques utilisées jusqu'à ce jour pour assurer le pompage du métal liquide à l'intérieur de la cuve principale du réacteur conduisent comme on vient de le voir à utiliser au moins trois pompes de grand diamètre lorsqu'on envisage la réalisation d'un réacteur de forte puissance, ce qui s'oppose à une réduction sensible du diamètre de la cuve principale du réacteur.
L'invention a précisément pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, équipé de moyens de pompage d'un type nouveau permettant de diminuer le nombre des ensembles de pompage nécessaires et/ou d'en réduire l'encombrement, par rapport aux pompes mécaniques utilisées actuellement, afin d'aboutir à une plus grande compacité du réacteur et, par conséquent, à une réduction de son coût de fabrication.
Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant, à l'intérieur d'une cuve principale d'axe vertical contenant un métal liquide, un cceur de réacteur, au moins un échangeur de chaleur, et des moyens de pompage aptes à faire circuler le métal liquide entre le coeur et l'échangeur de chaleur, caractérisé par le fait que les moyens de pompage comprennent au moins un dispositif pompe-éjecteur.
L'utilisation de dispositifs pompe-éjecteur à la place des pompes mécaniques utilisées habituellement permet, dans un réacteur de forte puissance, d'utiliser soit un dispositif pompe-éjecteur unique assurant à lui seul le débit nécessaire au refroidissement du coeur, soit deux dispositifs pompe-éjecteur de moyen débit, soit encore trois dispositifs pompe-éjecteur de faible débit. Dans le premier cas, le diamètre maximal du dispositif pompe-éjecteur unique est à peine égal à la moitié du diamètre maximal de chacune des trois pompes mécaniques qui devraient être utilisées pour fournir le même débit, et il est quatre fois moindre dans le cas où trois dispositifs pompe-éjecteur sont utilisés. Par conséquent, on réalise dans tous les cas une réduction d'encombrement appréciable permettant d'obtenir la réduction annoncée de compacité et de coût de fabrication du réacteur.
De façon plus précise, chacun des dispositifs pompe-éjecteur comprend une pompe mécanique pourvue d'une tuyère de refoulement qui débouche dans une tuyère secondaire reliée au cceur du réacteur par une tuyauterie d'alimentation. La pompe mécanique fournit un débit relativement faible, qui est amplifié d'un facteur supérieur à trois par l'éjecteur formé par l'association de la tuyère de refoulement et de la tuyère secondaire.
Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, la tuyère de refoulement ainsi que la tuyère secondaire sont disposées selon un axe sensiblement vertical et la tuyère secondaire est située en dessous de la tuyère de refoulement.
De façon classique, le coeur du réacteur est avantageusement placé sur un sommier assurant l'alimentation et le supportage de ce codeur en métal liquide.
La tuyauterie d'alimentation reliant la tuyère secondai re au coeur du réacteur débouche alors dans le sommier.
Selon une caractéristique habituelle des réacteurs nucléaires à neutrons rapides, une cuve interne divise l'intérieur de la cuve principale en un collecteur relativement chaud, dans lequel débouche le cceur du réacteur, et un collecteur relativement froid, dans lequel débouche l'échangeur de chaleur. Le ou les dispositifs pompe-éjecteur sont alors placés à l'intérieur du collecteur relativement froid.
On décrira à présent, à titre d'exemple non limitatif, un mode de réalisation préféré de l'invention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels
- la figure 1 est une vue en coupe verticale représentant schématiquement un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, refroidi par un métal liquide, réalisé conformément à l'invention ; et
- la figure 2 est une vue en coupe verticale illustrant à plus grande échelle un dispositif pompeéjecteur utilisé conformément à l'invention pour assurer la circulation du métal liquide à l'intérieur de la cuve principale du réacteur illustré sur la figure 1.
- la figure 1 est une vue en coupe verticale représentant schématiquement un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, refroidi par un métal liquide, réalisé conformément à l'invention ; et
- la figure 2 est une vue en coupe verticale illustrant à plus grande échelle un dispositif pompeéjecteur utilisé conformément à l'invention pour assurer la circulation du métal liquide à l'intérieur de la cuve principale du réacteur illustré sur la figure 1.
Le réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré, refroidi par un métal liquide, illustré sur la figure 1 présente une structure générale bien connue de l'homme du métier. Seules les caractéristiques de cette structure nécessaires à la bonne compréhension de l'invention sont donc décrites ci-après.
Ce réacteur nucléaire à neutrons rapides comprend une cuve principale 10, d'axe vertical, obturée à son extrémité supérieure par une dalle de fermeture 12. La cuve principale 10 est doublée extérieurement par une cuve de sécurité 14 et l'ensemble est placé dans un puits de cuve formé dans un caisson en béton 16.
De façon habituelle dans les réacteurs de type intégré, la cuve principale 10 du réacteur contient à la fois le coeur 18 du réacteur, des échangeurs de chaleur 20 et des moyens de pompage qui comprennent, conformément à l'invention, au moins un dispositif pompe-éjecteur 22. Le coeur 18 du réacteur est centré sur l'axe vertical de la cuve principale 10 et repose sur le fond de cette dernière par l'intermédiaire d'un sommier 24 d'alimentation en métal liquide et d'une structure de supportage 26, généralement appelée platelage. Au contraire, les échangeurs de chaleur 20 et le ou les dispositifs pompe-éjecteur 22 sont suspendus à la dalle de fermeture 12, dans une région périphérique de la cuve principale 10 entourant le coeur 18.
La cuve principale 10 est remplie de métal liquide, généralement constitué par du sodium, dans lequel sont noyés le coeur 18 du réacteur ainsi que les échangeurs de chaleur 20 et les dispositifs pompe-éjecteur 22. Ce métal liquide est surmonté d'un ciel de gaz neutre 28 généralement constitué par de l'argon.
A l'intérieur de la cuve principale 10, une cuve interne 30 sépare un collecteur relativement chaud 32 d'un collecteur relativement froid 34. La cuve interne 30 est soudée à sa base au bord périphérique du sommier 24 et le collecteur relativement chaud 32 est formé à l'intérieur de cette cuve interne, alors que le collecteur relativement froid 34 est formé entre la cuve interne 30 et la cuve principale 10.
Comme l'illustre la figure 1, chacun des échangeurs de chaleur 20 traverse la cuve interne 30 et comporte des fenêtres d'entrée 36 qui débouchent dans le collecteur chaud 32 et des fenêtres de sortie 38 qui débouchent dans le collecteur froid 34. Par ailleurs, le ou les dispositifs pompe-éjecteur 22 sont situés dans le collecteur froid 34 et communiquent avec le sommier d'alimentation 24 par une tuyauterie d'alimentation 40.
Compte tenu de cet agencement et comme l'illustrent les flèches sur la figure 1, la mise en oeuvre du ou des dispositifs pompe-éjecteur 22 a pour effet de faire circuler le métal liquide entre le coeur 18 du réacteur et les échangeurs de chaleur 20. De façon plus précise, le métal liquide relativement froid qui se trouve dans le collecteur 34 est repris par le ou les dispositifs pompe-éjecteur 22 et injecté par la tuyauterie 40 et le sommier 24 dans le coeur 18 du réacteur. Sous l'effet de la réaction de fission qui se produit dans le coeur du réacteur, ce métal liquide s'échauffe avant de parvenir dans le collecteur 32.
Le métal liquide alors relativement chaud traverse ensuite les échangeurs de chaleur 20, dans lesquels il transfère une partie de la chaleur qu'il véhicule à un fluide caloporteur circulant dans le circuit secondaire (non représenté) du réacteur. Lorsqu'il ressort des échangeurs 20 par les fenêtres 38 dans le collecteur 34, le métal liquide se trouve donc a une température plus basse.
La structure particulière du ou des dispositifs pompe-éjecteur 22 utilisée conformément à l'invention va à présent être décrite en détail en se référant à la figure 2.
Comme l'illustre cette figure, chaque dispositif ou ensemble pompe-éjecteur 22 comprend une pompe mécanique 42, de relativement faible débit et un éjecteur formé d'une tuyère de refoulement 44 et d'une tuyère secondaire 46 disposées de façon concentrique, autour d'un même axe vertical. Plus précisément, le métal liquide sort de la pompe 42, à son extrémité inférieure, par la tuyère de refoulement 44, pour pénétrer dans la tuyère secondaire 46 située en dessous de la pompe 42.
Comme les pompes mécaniques à fort débit utilisées traditionnellement dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, la pompe mécanique 42 à faible débit est suspendue à la dalle de fermeture 12 de la cuve principale 10 du réacteur et comporte une roue à aubes (non représentée) entraînée en rotation par un moteur électrique 48 (figure 1) placé au-dessus de la dalle 12, par l'intermédiaire d'un arbre d'entrainement vertical (non représenté).
La pompe 42 est placée dans une cheminée cylindrique 50, d'axe vertical, soudée à la cuve interne 30 par son extrémité inférieure et dont l'extrémité supérieure est située au-dessus du niveau maximal que peut occuper le métal liquide à l'intérieur du collecteur relativement chaud 32. La cheminée cylindrique 50 est ouverte à son extrémité inférieure, de telle sorte que la pompe mécanique 42 se trouve placée à l'intérieur du collecteur relativement froid 34.
L'aspiration du métal liquide relativement froid contenu dans le collecteur 34 par la pompe 42 s'effectue par le dessus de celle-ci, au travers d'une fenêtre d'aspiration 52 située à l'intérieur de la cheminée cylindrique 50. Ce même métal liquide est refoulé par la pompe 42 à son extrémité inférieure au travers de la tuyère de refoulement 44, qui est située sensiblement au niveau de la cuve interne 30. Cette tuyère de refoulement 44 débouche verticalement vers le bas au col de la tuyère secondaire 46, dont le diamètre est beaucoup plus important que celui de la tuyère de refoulement 44.
Le métal liquide refoulé par la pompe mécanique 42 au travers de la tuyère de refoulement 44 constitue un fluide inducteur, qui transfère son énergie cinétique au métal liquide du collecteur relativement froid 34 dans lequel est placé le dispositif pompeéjecteur 22, ce métal liquide constituant le fluide induit de l'éjecteur formé par les tuyères 44 et 46.
Ce fluide induit est mis en mouvement par le fluide inducteur sortant de la tuyère de refoulement 44, ce qui a pour effet de créer à la sortie de la tuyère secondaire 46 un débit induit très supérieur au débit inducteur qui est celui de la pompe mécanique 44.
Comme l'illustrent bien les flèches sur la figure 2, le métal liquide présent dans le collecteur relativement froid 34 est entraîné par le métal liquide sortant de la tuyère de refoulement 44, au travers de l'espace annulaire 54 qui est formé entre les tuyères 44 et 46, puis au travers de la tuyère 46. La tuyère secondaire 46 débouche par son extrémité inférieure dans la tuyauterie 40 reliée directement au sommier d'alimentation 24.
L'amplification du débit obtenue par l'association d'une pompe mécanique et d'un éjecteur se caractérise par un coefficient d'amplification du débit nominal de la pompe mécanique supérieur à trois.
Cette amplification considérable du débit permet d'assurer le refroidissement du cceur d'un réacteur à neutrons rapides de forte puissance (1500 MWe) au moyen d'un seul dispositif pompe-éjecteur 22 présentant un diamètre maximal réduit d'environ moitié par rapport à chacune des pompes mécaniques utilisées habituellement dans un tel réacteur, ou au moyen de deux ou trois dispositifs pompe-éjecteur présentant des diamètres encore plus faibles.
En plus de la réduction de l'encombrement qu'elle entraîne, l'utilisation d'un dispositif pompeéjecteur unique permet de simplifier la structure interne du réacteur, de réduire le nombre des composants et, par conséquent, de diminuer le coût de fabrication du réacteur.
L'utilisation de deux dispositifs pompe-éjecteur permet de réduire encore l'encombrement du réacteur, tout en simplifiant dans une moindre mesure sa structure, ce qui conduit ici encore à une réduction du coût de fabrication.
Enfin, l'utilisation de trois dispositifs pompe-éjecteur procure un gain de place encore plus important assurant la réduction du coût de fabrication recherchée.
Dans tous les cas, il est à noter que l'utilisation de dispositifs pompe-éjecteur conformes à l'invention permet d'assurer un meilleur refroidissement du coeur du réacteur par convection naturelle, en cas d'incident conduisant à un arrêt des pompes mécaniques 42.
Le tableau ci-après rassemble les principales caractéristiques des dispositifs pompe-éjecteur 22 selon qu'un, deux ou trois de ces dispositifs sont utilisés.
Ces caractéristiques ont été établies afin d'obtenir un débit nominal de métal liquide dans le coeur du réacteur d'environ 18000 kg/s et un gradient de pression dans le cceur d'environ 5 bars.
# <SEP> tuyère <SEP> de <SEP> # <SEP> tuyère <SEP> Coefficient <SEP> Pression <SEP> de <SEP> Vitesse <SEP> Débit
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<tb>
Claims (6)
1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant, à l'intérieur d'une cuve principale (10) d'axe vertical contenant un métal liquide, un coeur (18) de réacteur, au moins un échangeur de chaleur (20), et des moyens de pompage (22) aptes à faire circuler le métal liquide entre le coeur (18) et l'échangeur de chaleur (20), caractérisé par le fait que les moyens de pompage comprennent au moins un dispositif pompeéjecteur (22).
2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé par le fait que chaque dispositif pompeéjecteur (22) comprend une pompe mécanique (42) pourvue d'une tuyère de refoulement (44) qui débouche dans une tuyère secondaire (46) reliée au codeur du réacteur par une tuyauterie d'alimentation (40).
3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, caractérisé par le fait que la tuyère de refoulement (44) et la tuyère secondaire (46) sont disposées selon un axe sensiblement vertical, la tuyère secondaire étant située en dessous de la tuyère de refoulement.
4. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, caractérisé par le fait que le coeur (18) du réacteur est placé sur un sommier d'alimentation (24) du coeur en métal liquide, dans lequel débouche la tuyauterie d'alimentation (40) reliant la tuyère secondaire (46) au coeur du réacteur.
5. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait qu'il comprend un à trois dispositifs pompe-éjecteur (22).
6. réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait que le réacteur comprend une cuve interne (30) divisant l'intérieur de la cuve principale (10) en
un collecteur relativement chaud (32), dans lequel
débouche le codeur (18) du réacteur, et un collecteur
relativement froid (34), dans lequel débouche l'échan
geur de chaleur (20) et contenant le dispositif pompe5 éjecteur (22).
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| FR9201395A FR2687245B1 (fr) | 1992-02-07 | 1992-02-07 | Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre, dans lequel la circulation du metal liquide est assuree par au moins un dispositif pompe-ejecteur. |
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| FR2687245A1 true FR2687245A1 (fr) | 1993-08-13 |
| FR2687245B1 FR2687245B1 (fr) | 1995-01-13 |
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ID=9426436
Family Applications (1)
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Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5225997A (en) * | 1975-08-25 | 1977-02-26 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Liquid metal fast breeder reactor |
| US4138318A (en) * | 1976-01-19 | 1979-02-06 | Neratoom B.V. | Nuclear reactor system of the fast type |
| US4367194A (en) * | 1980-09-22 | 1983-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Emergency core cooling system |
| JPS5988687A (ja) * | 1982-11-12 | 1984-05-22 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉の炉構造 |
| US4699754A (en) * | 1985-05-31 | 1987-10-13 | The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration | Jet pump-drive system for heat removal |
| US4767594A (en) * | 1987-05-19 | 1988-08-30 | General Electric Company | Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal |
| GB2225476A (en) * | 1988-11-23 | 1990-05-30 | Nnc Ltd | Nuclear reactor |
-
1992
- 1992-02-07 FR FR9201395A patent/FR2687245B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-02-05 JP JP01872793A patent/JP3330411B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5225997A (en) * | 1975-08-25 | 1977-02-26 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Liquid metal fast breeder reactor |
| US4138318A (en) * | 1976-01-19 | 1979-02-06 | Neratoom B.V. | Nuclear reactor system of the fast type |
| US4367194A (en) * | 1980-09-22 | 1983-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Emergency core cooling system |
| JPS5988687A (ja) * | 1982-11-12 | 1984-05-22 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉の炉構造 |
| US4699754A (en) * | 1985-05-31 | 1987-10-13 | The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration | Jet pump-drive system for heat removal |
| US4767594A (en) * | 1987-05-19 | 1988-08-30 | General Electric Company | Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal |
| GB2225476A (en) * | 1988-11-23 | 1990-05-30 | Nnc Ltd | Nuclear reactor |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| DATABASE WPIL Week 8426, Derwent Publications Ltd., London, GB; AN 84-162617 & JP-A-59 088 687 (HITACHI) 22 Mai 1984 * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 1, no. 82 (M-028)29 Juillet 1977 & JP-A-52 025 997 ( DORYOKURO-KAKUNENRYO ) 26 Février 1977 * |
Also Published As
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| JPH05281387A (ja) | 1993-10-29 |
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