FR3025650A1

FR3025650A1 - FAST NEUTRON REACTOR WITH A CORE CONTAINING COMBUSTIBLE ELEMENTS WITH LOW TEMPERATURE OF NOMINAL OPERATION AND PREFERABLY LOW DIAMETER AND MODERATOR MATERIAL

Info

Publication number: FR3025650A1
Application number: FR1458492A
Authority: FR
Inventors: Alain Zaetta; Vincent Pascal; Bruno Fontaine
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA; Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 2014-09-10
Filing date: 2014-09-10
Publication date: 2016-03-11

Abstract

Réacteur à neutrons rapides, à cœur contenant des éléments combustibles à basse température de fonctionnement nominal, et préférablement de faible diamètre, et un matériau modérateur. Ce réacteur comprend un cœur qui comporte des assemblages combustibles (8) et au moins un matériau modérateur, chaque assemblage combustible comprenant des éléments combustibles cylindriques (18), de préférence à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium. Selon l'invention, les éléments combustibles (18) sont configurés pour fonctionner à une température maximale de fonctionnement nominal TN qui est inférieure ou égale aux 2/3 de la température de fusion du combustible TF.A fast neutron reactor with a core containing low-temperature fuel elements of nominal operation, and preferably of small diameter, and a moderating material. This reactor comprises a core which comprises fuel assemblies (8) and at least one moderator material, each fuel assembly comprising cylindrical fuel elements (18), preferably based on a mixture of uranium oxide and oxide of plutonium. According to the invention, the fuel elements (18) are configured to operate at a nominal maximum operating temperature TN which is less than or equal to 2/3 of the TF fuel melting temperature.

Description

1 REACTEUR A NEUTRONS RAPIDES, A COEUR CONTENANT DES ELEMENTS COMBUSTIBLES A BASSE TEMPERATURE DE FONCTIONNEMENT NOMINAL, ET PREFERABLEMENT DE FAIBLE DIAMETRE, ET UN MATERIAU MODERATEUR DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides. Elle s'applique notamment aux réacteurs à neutrons rapides qui sont refroidis par le sodium liquide (RNR Na). Dans un réacteur à neutrons rapides, les transitoires de réactivité, de débit de sodium ou de puissance sont des initiateurs potentiels d'un accident de réactivité. A ce titre, la limitation des conséquences de ces transitoires est l'un des enjeux majeurs de la sûreté d'un tel réacteur. La présente invention vise à améliorer le comportement naturel du coeur du réacteur afin de prévenir de tels accidents. On cherche ainsi à améliorer la résistance du coeur à ces transitoires, tels les insertions de réactivité, tout en maintenant des performances neutroniques nécessaires au fonctionnement du réacteur. Les coefficients de contre-réaction neutronique du coeur jouent un rôle-clé dans le comportement du réacteur lors d'un transitoire. Dans la présente invention, on cherche à maximiser la contre-réaction Doppler car cette dernière réagit de manière instantanée à toute insertion de réactivité.TECHNICAL FIELD The present invention relates to a fast neutron nuclear reactor. BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a fast neutron nuclear reactor. It applies in particular to fast neutron reactors which are cooled by liquid sodium (NaRNR). In a fast neutron reactor, transients of reactivity, sodium flow or power are potential initiators of a reactivity accident. In this respect, the limitation of the consequences of these transients is one of the major stakes of the safety of such a reactor. The present invention aims to improve the natural behavior of the reactor core to prevent such accidents. It is thus sought to improve the resistance of the core to these transients, such as the insertions of reactivity, while maintaining the neutron performances necessary for the operation of the reactor. Neutron counter-reaction coefficients of the core play a key role in the behavior of the reactor during a transient. In the present invention, it is sought to maximize the Doppler feedback because it reacts instantaneously to any insertion of reactivity.

L'invention peut s'appliquer à tout type de combustible nucléaire (métal, carbure, nitrure, oxyde) mais s'applique de préférence à un combustible à base de MOX c'est-à-dire d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE Il est connu d'insérer un matériau modérateur dans un assemblage combustible d'un réacteur à neutrons rapides. A ce sujet, on se reportera aux documents suivants : 3025650 2 [1] FR 2 711 835, « Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur » (Fast-neutron nuclear reactor in which at least one moderator element is incorporated in assemblies of the reactor) ; 5 [2] B. Merk et al., « On the use of a moderation layer to improve the safety behavior in sodium cooled fast reactors », Annals of Nuclear Energy, Vol. 38, N°5, Mai 2011, pp. 921-929; [3] B. Merk et al., "On the use of moderating material to enhance the feedback coefficients in SFR cores with high minor actinide content", Proceedings of the 10 International Conference of Applied Psychology (ICAPP'12), Paper 12428, Chicago, III, USA, Juin 2012. En particulier, selon le document [1], l'adjonction du matériau modérateur permet d'augmenter la contre-réaction Doppler en augmentant le coefficient Doppler, noté KD.The invention can be applied to any type of nuclear fuel (metal, carbide, nitride, oxide) but is preferably applied to a fuel based on MOX that is to say a mixture of uranium and plutonium oxide. STATE OF THE PRIOR ART It is known to insert a moderator material in a fuel assembly of a fast neutron reactor. In this regard, reference will be made to the following documents: 3025650 2 [1] FR 2 711 835, "Fast neutron nuclear reactor in which at least one moderating element is incorporated in reactor assemblies" (Fast-neutron nuclear reactor in which at least one moderator element is incorporated in assemblies of the reactor); [2] B. Merk et al., "Annals of Nuclear Energy, Vol. 38, No. 5, May 2011, pp. 921-929; [3] B. Merk et al., "Proceedings of the International Conference of Applied Psychology", Proceedings of the International Conference of Applied Psychology (ICAPP'12), Paper 12428, "On the use of moderating material to enhance the feedback coefficients in SFR cores with high minor actinide content". Chicago, III, USA, June 2012. In particular, according to document [1], the addition of the moderator material makes it possible to increase the Doppler feedback by increasing the Doppler coefficient, denoted KD.

15 Cette technique connue est bénéfique mais ne permet pas, à elle seule, d'atteindre le niveau recherché de résistance du coeur à des insertions intempestives de réactivité. EXPOSÉ DE L'INVENTION 20 La présente invention vise à remédier à cet inconvénient. Dans l'invention, on considère encore le coefficient Doppler KD, selon la formule : PF-PN=KD X In (TF/TN) 25 où pN désigne la réactivité du coeur à la température maximale de fonctionnement nominal TN et pF désigne la réactivité du coeur à la température de fusion du combustible TF. Mais, d'une part, on augmente le coefficient KD par adjonction d'un matériau modérateur et, d'autre part, on diminue la température TN. Les éléments combustibles doivent être conçus de façon à ce que la température du combustible reste 3025650 3 à des températures relativement basses au cours d'un fonctionnement nominal. A titre d'exemple, le rapport entre TF/TN est entre 1,5 et 2. Ainsi, dans un mode de réalisation particulier pour des éléments combustibles oxyde, on vise un écart TF-TN de 1000°C entre la température maximale de 5 fonctionnement nominal TN et la température de fusion du combustible TE. Pour avoir une basse température de fonctionnement des éléments combustibles, il faut diminuer la puissance linéique globale, c'est-à-dire la puissance totale du coeur du réacteur, divisée par la longueur totale de tous les éléments combustibles. Pour ce faire, dans la présente invention, on choisit, de préférence, de 10 diminuer le diamètre des éléments combustibles (par rapport aux diamètres habituellement utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides). Cela permet d'augmenter le nombre des éléments combustibles. Ainsi, on augmente la longueur totale de ces éléments et l'on diminue donc la puissance linéique globale. De façon précise, la présente invention a pour objet un réacteur 15 nucléaire à neutrons rapides, comprenant un coeur qui comporte des assemblages combustibles et au moins un matériau modérateur, chaque assemblage combustible comprenant un tube qui comporte des parois interne et externe et contient un faisceau d'éléments combustibles cylindriques, de préférence à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, caractérisé en ce que les éléments combustibles sont 20 configurés pour fonctionner à une température maximale de fonctionnement nominal TN qui est inférieure ou égale aux 2/3 de la température de fusion du combustible TF. Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, les éléments combustibles sont à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, pour lequel la température TF vaut environ 2700°C, et la température maximale de 25 fonctionnement nominal TN vaut 1500°C. Selon un mode de réalisation préféré du réacteur nucléaire à neutrons rapides, objet de l'invention, la température maximale de fonctionnement nominal TN est inférieure ou égale à la moitié de la température de fusion du combustible TF. De préférence, la puissance totale du coeur du réacteur, les dimensions 30 transversales de ce dernier et la longueur des éléments combustibles sont prédéfinies, un 3025650 4 diamètre interne Do et un nombre No sont choisis pour les éléments combustibles de façon à être compatibles avec les dimensions transversales du coeur du réacteur, et le diamètre interne des éléments combustibles, effectivement utilisés dans le réacteur, est inférieur à Do, ce qui permet d'utiliser un nombre d'éléments combustibles supérieur à 5 No. Par « diamètre interne d'un élément combustible », on entend le diamètre interne de la gaine dudit élément. On rappelle que cette dernière contient un empilement de pastilles de combustible nucléaire. De préférence, le diamètre interne des éléments combustible est 10 inférieur à 6 mm. Il est de préférence choisi dans l'intervalle allant de 5 mm à 6 mm. La réduction du diamètre interne des éléments combustibles permet, comme on l'a vu plus haut, de réduire la puissance linéique dégagée par ces éléments combustibles. Cela permet un fonctionnement du combustible aux températures visées.This known technique is beneficial but does not, by itself, achieve the desired level of heart resistance to untimely insertions of reactivity. DISCLOSURE OF THE INVENTION The present invention aims to overcome this disadvantage. In the invention, the Doppler coefficient KD is also considered according to the formula: PF-PN = KD X In (TF / TN) where pN denotes the reactivity of the core at the nominal maximum operating temperature TN and pF denotes the reactivity from the core to the melting temperature of the fuel TF. On the one hand, the coefficient KD is increased by the addition of a moderator material and, on the other hand, the temperature TN is decreased. The fuel elements must be designed so that the fuel temperature remains at relatively low temperatures during nominal operation. By way of example, the ratio of TF / TN is between 1.5 and 2. Thus, in a particular embodiment for oxide fuel elements, a TF-TN difference of 1000 ° C. is set between the maximum temperature of Nominal operation TN and the melting temperature of the fuel TE. To have a low operating temperature of the fuel elements, it is necessary to reduce the overall linear power, that is to say the total power of the reactor core, divided by the total length of all the fuel elements. For this purpose, in the present invention, the diameter of the fuel elements (with respect to the diameters customarily used in fast neutron reactors) is preferably chosen. This increases the number of fuel elements. Thus, the total length of these elements is increased and the overall linear power is thus reduced. Specifically, the present invention relates to a fast neutron nuclear reactor, comprising a core which includes fuel assemblies and at least one moderator material, each fuel assembly comprising a tube having inner and outer walls and containing a bundle of cylindrical fuel elements, preferably based on a mixture of uranium oxide and plutonium oxide, characterized in that the fuel elements are configured to operate at a nominal maximum operating temperature TN which is lower than or equal to 2/3 of the TF fuel melting temperature. According to a particular embodiment of the invention, the fuel elements are based on a mixture of uranium oxide and plutonium oxide, for which the temperature TF is approximately 2700 ° C., and the maximum temperature of Nominal operation TN is 1500 ° C. According to a preferred embodiment of the fast neutron nuclear reactor, which is the subject of the invention, the nominal maximum operating temperature TN is less than or equal to half the melting temperature of the fuel TF. Preferably, the total power of the reactor core, the transverse dimensions of the reactor and the length of the fuel elements are predefined, an internal diameter Cd and a number No are chosen for the fuel elements so as to be compatible with the transverse dimensions of the reactor core, and the internal diameter of the fuel elements, actually used in the reactor, is less than C, which makes it possible to use a number of fuel elements greater than 5 No. By "internal diameter of a fuel element "means the internal diameter of the sheath of said element. It is recalled that the latter contains a stack of nuclear fuel pellets. Preferably, the internal diameter of the fuel elements is less than 6 mm. It is preferably chosen in the range of 5 mm to 6 mm. The reduction of the internal diameter of the fuel elements makes it possible, as we have seen above, to reduce the linear power generated by these fuel elements. This allows the fuel to operate at the target temperatures.

15 De telles températures sont basses pour un RNR Na standard (puissances linéiques de l'ordre de 200 W/cm à comparer à plus de 400W/cm pour des coeurs standards). Ceci va à l'encontre des conceptions communément développées. En même temps, cette configuration ne se fait pas au détriment des performances du réacteur car la diminution du diamètre est contrebalancée par l'augmentation du nombre d'éléments combustibles.Such temperatures are low for a standard RNR Na (linear powers of the order of 200 W / cm compared to more than 400 W / cm for standard cores). This goes against commonly developed conceptions. At the same time, this configuration is not at the expense of reactor performance because the decrease in diameter is offset by the increase in the number of fuel elements.

20 A titre d'exemple, la fraction volumique de combustible au sein d'un assemblage peut ne diminuer que de 10% du fait de la réduction du diamètre interne des éléments et de l'augmentation du nombre d'éléments. Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, les éléments combustibles sont à base d'un mélange de carbure d'uranium et de carbure de plutonium 25 ou d'un mélange de nitrure d'uranium et de nitrure de plutonium, permettant d'obtenir ladite température maximale de fonctionnement nominal TN. Selon un mode de réalisation préféré de l'invention, le matériau modérateur est contenu dans des éléments cylindriques qui sont parallèles aux éléments combustibles cylindriques.By way of example, the volume fraction of fuel within an assembly can decrease by only 10% due to the reduction in the internal diameter of the elements and the increase in the number of elements. According to a particular embodiment of the invention, the fuel elements are based on a mixture of uranium carbide and plutonium carbide or a mixture of uranium nitride and plutonium nitride, allowing obtain said nominal maximum operating temperature TN. According to a preferred embodiment of the invention, the moderator material is contained in cylindrical elements which are parallel to the cylindrical fuel elements.

3025650 5 Dans la présente invention, le matériau modérateur peut recouvrir en outre la paroi interne des tubes de certains des assemblages combustibles. Ce matériau modérateur peut également recouvrir certains des éléments combustibles.In the present invention, the moderating material may further cover the inner wall of the tubes of some of the fuel assemblies. This moderating material may also cover some of the fuel elements.

5 Le matériau modérateur est de préférence choisi parmi B4C, des hydrures, notamment CaH2, ZrH2 et YH2, le béryllium et des matériaux à base de béryllium, notamment BeO. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS 10 La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : -la figure 1 est une vue en coupe radiale schématique du coeur d'un exemple de réacteur à neutrons rapides, dans lequel on peut mettre en oeuvre la 15 présente invention, -les figures 2A à 2F illustrent schématiquement divers modes de réalisation particuliers de la présente invention, et -la figure 3 est une vue en perspective schématique de l'intérieur d'un assemblage combustible qui est utilisable pour mettre en oeuvre l'invention.The moderator material is preferably selected from B4C, hydrides, especially CaH2, ZrH2 and YH2, beryllium and beryllium-based materials, especially BeO. BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS The present invention will be better understood on reading the description of exemplary embodiments given below, purely by way of indication and in no way limiting, with reference to the appended drawings in which: FIG. schematic cross-sectional view of the core of an example of a fast neutron reactor, in which the present invention can be practiced; FIGS. 2A to 2F schematically illustrate various particular embodiments of the present invention, and Figure 3 is a schematic perspective view of the interior of a fuel assembly that is used to implement the invention.

20 EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Dans un réacteur à neutrons rapides, dont le combustible est par exemple sur un support d'uranium 238, une augmentation de la température de ce combustible, à la suite d'une injection de réactivité ou de puissance, entraîne 25 instantanément une augmentation des captures de neutrons par effet Doppler et donc une diminution du nombre de neutrons disponibles pour entretenir la réaction en chaîne et la production de puissance. Dans un mode de réalisation préféré de la présente invention, l'amélioration de l'effet Doppler repose sur la combinaison de deux solutions techniques, 30 agissant en synergie, pour le coeur d'un réacteur à neutrons rapides, notamment un 3025650 6 réacteur qui est refroidi par le sodium liquide et qui utilise un combustible à base d'oxyde : -la réduction de la puissance dégagée par les aiguilles combustibles par l'intermédiaire d'une réduction de leur diamètre interne, ce qui permet un 5 fonctionnement du combustible à des températures relativement basses, notamment pour un réacteur refroidi au sodium (puissances linéiques de l'ordre de 200 W/cm pour un diamètre interne de l'ordre de 6 mm, alors qu'elles sont supérieures à 400 W/cm dans les coeurs standard), et -la modération du spectre neutronique résultant d'un ou plusieurs 10 matériaux modérateurs dans le coeur, sous diverses formes (remplacement d'éléments combustibles par des éléments modérateurs, ajout d'une couche mince en matériau modérateur, déposée à la surface d'un élément structurel). L'invention s'applique à tout type de coeur de réacteur à neutrons rapides (homogène ou hétérogène), de toute taille et toute puissance.DETAILED DESCRIPTION OF PARTICULAR EMBODIMENTS In a fast neutron reactor, the fuel of which is for example on a support of uranium 238, an increase in the temperature of this fuel, following a reactivity or power injection. , instantly results in an increase in neutron captures by Doppler effect and thus a decrease in the number of neutrons available to sustain the chain reaction and power generation. In a preferred embodiment of the present invention, the improvement of the Doppler effect is based on the combination of two technical solutions, acting in synergy, for the core of a fast neutron reactor, in particular a reactor which is cooled by the liquid sodium and which uses an oxide-based fuel: -the reduction of the power released by the fuel needles through a reduction of their internal diameter, which allows a fuel operation to relatively low temperatures, especially for a sodium-cooled reactor (linear powers of the order of 200 W / cm for an internal diameter of the order of 6 mm, whereas they are greater than 400 W / cm in the hearts standard), and moderation of the neutron spectrum resulting from one or more moderator materials in the core, in various forms (replacement of fuel elements by moderators, addition of a thin layer of moderating material deposited on the surface of a structural element). The invention applies to any type of fast neutron reactor core (homogeneous or heterogeneous), of any size and any power.

15 Une illustration détaillée de l'invention est donnée ci-après pour un exemple de coeur de conception classique, de géométrie homogène, à base de combustible MOX (U-Pu)02, de forte puissance thermique (3600 MWth), en faisant référence à la figure 1. Ce coeur 2 comporte deux types d'assemblages combustibles dont la géométrie est identique mais qui diffèrent par leur charge de matière fissile. Ces deux 20 types d'assemblages constituent respectivement le coeur interne 4 et le coeur externe 6 du réacteur. Le ratio de matière fissile entre le coeur interne et le coeur externe vaut 0,72 dans l'exemple décrit. Les assemblages combustibles 8 sont de type hexagonal et comprennent des éléments combustibles constitués par des aiguilles combustibles (en 25 anglais, fuel rods). Sur la figure 1, les références 10, 12, 14 et 16 désignent respectivement des barres de pilotage internes, des barres de pilotage externes, des barres de sûreté et des assemblages réflecteurs et/ou de protection neutronique latérale. Le tableau I décrit les principales caractéristiques des assemblages 30 combustibles 8, également appelés « assemblages fissiles ».A detailed illustration of the invention is given hereinafter for an example of a core of conventional design, of homogeneous geometry, based on MOX (U-Pu) 02 fuel, of high thermal power (3600 MWth), with reference to in Figure 1. This core 2 has two types of fuel assemblies whose geometry is identical but differ in their charge of fissile material. These two types of assemblies respectively constitute the inner core 4 and the outer core 6 of the reactor. The ratio of fissile material between the inner core and the outer core is 0.72 in the example described. The fuel assemblies 8 are of the hexagonal type and comprise fuel elements consisting of fuel rods (in English, fuel rods). In FIG. 1, references 10, 12, 14 and 16 designate internal control rods, external control rods, safety bars and reflector and / or lateral neutron protection assemblies, respectively. Table I describes the main characteristics of fuel assemblies 8, also called "fissile assemblies".

3025650 7 Tableau I Entreplat inter-assemblage (mm) 152,36 Epaisseur totale du tube hexagonal (mm) 4,50 Hauteur fissile (mm) 1000 Nombre d'aiguilles (total) 331 Nombre d'aiguilles modératrices variable Diamètre pastille fissile (mm) 5,43 Epaisseur du jeu pastille/gaine (mm 0,22 Epaisseur de la gaine (mm) 0,45 Diamètre du fil espaceur (mm) 1 Pas du fil espaceur (mm) 225 5 Dans l'exemple décrit, le matériau modérateur est inséré dans le coeur sous forme, d'une part, d'aiguilles modératrices en nombre variable, éventuellement gainées dans le cas où le modérateur n'est pas chimiquement compatible avec le sodium et, d'autre part, d'un revêtement qui est disposé sur chaque tube hexagonal et dont l'épaisseur est variable.3025650 7 Table I Inter-assembly gap (mm) 152.36 Total thickness of the hexagonal tube (mm) 4.50 Fissile height (mm) 1000 Number of needles (total) 331 Number of variable modulating hands Fissile pellet diameter (mm) ) 5.43 Thickness of pellet / sheath clearance (mm 0.22 Sheath thickness (mm) 0.45 Spacer wire diameter (mm) 1 Spacer wire pitch (mm) 225 5 In the example described, the material moderator is inserted into the heart in the form, on the one hand, variable moderating needles, possibly sheathed in the case where the moderator is not chemically compatible with sodium and, on the other hand, a coating which is arranged on each hexagonal tube and whose thickness is variable.

10 Le tableau Il détaille de manière non exhaustive des motifs d'assemblages possibles. Ce tableau Il est à lire en liaison avec les figures 2A, 2B, 2C, 2D, 2E et 2F qui correspondent respectivement à 10, 19, 31, 43, 55 et 91 aiguilles en matériau modérateur.Table II details in a non-exhaustive way the reasons for possible assemblies. This table is to be read in conjunction with FIGS. 2A, 2B, 2C, 2D, 2E and 2F which respectively correspond to 10, 19, 31, 43, 55 and 91 needles of moderator material.

15 Sur chacune de ces figures, on a schématiquement représenté, en coupe radiale, l'un des assemblages combustibles 8 du coeur 2 de la figure 1. On voit les éléments combustibles cylindriques 18 (aiguilles combustibles), dont le diamètre interne est inférieur à 6 mm, et d'autres éléments cylindriques (aiguilles) 20 qui sont parallèles aux éléments combustibles 18 mais contiennent un matériau modérateur au lieu de 20 contenir le combustible ou matière fissile.In each of these figures, one of the fuel assemblies 8 of the core 2 of FIG. 1 is schematically represented in radial section. The cylindrical fuel elements 18 (combustible needles), the internal diameter of which is less than 6 mm, and other cylindrical elements (needles) 20 which are parallel to the fuel elements 18 but contain a moderator material instead of containing the fuel or fissile material.

3025650 8 Tableau Il Fraction volumique Figure 2A 2B 2C 2D 2E 2F (%) Modérateur 1,2% 2,4% 3,9% 5,4% 6,9% 11,3% Combustible 37,0% 36,0% 34,6% 33,2% 31,8% 27,7% Sodium 31,9% Acier 26,8% Vide 3,0% 2,9% 2,8% 2,7% 2,6% 2,2% 5 Le matériau modérateur est choisi en fonction, d'une part, de son rapport de modération qui mesure sa capacité à ralentir les neutrons et, d'autre part, de son impact sur les performances du coeur (inventaire fissile, gain de régénération). Parmi les modérateurs utilisables, on peut citer B4C, les hydrures métalliques (ZrH2, YH2, CaH2), le béryllium et les matériaux à base de béryllium, par exemple BeO.3025650 8 Table II Volume fraction Figure 2A 2B 2C 2D 2E 2F (%) Moderator 1.2% 2.4% 3.9% 5.4% 6.9% 11.3% Fuel 37.0% 36.0% 34.6% 33.2% 31.8% 27.7% Sodium 31.9% Steel 26.8% Vacuum 3.0% 2.9% 2.8% 2.7% 2.6% 2.2 % 5 The moderating material is chosen as a function, on the one hand, of its moderation ratio which measures its capacity to slow neutrons and, on the other hand, of its impact on the performances of the core (fissile inventory, regeneration gain ). Among the moderators that can be used are B4C, metal hydrides (ZrH2, YH2, CaH2), beryllium and beryllium-based materials, for example BeO.

10 Plusieurs conceptions ont été sélectionnées : -une conception avec 19 aiguilles d'hydrure d'yttrium (YH2) avec un gainage en acier ; -une conception avec 55 aiguilles de béryllium métallique (Be) sans gainage, car ce matériau est compatible avec le sodium, et un revêtement (en 15 anglais, liner) de 1,1 mm d'épaisseur sur la face interne du tube hexagonal (TH) de l'assemblage contenant les aiguilles ; et -une conception avec des revêtements externes en béryllium métallique (Be), de 0,455 mm d'épaisseur, autour des gaines des éléments combustibles, et un revêtement interne de 1,1 mm d'épaisseur, sur la face interne du tube hexagonal.Several designs have been selected: a design with 19 yttrium hydride (YH2) needles with steel cladding; a design with 55 beryllium metal needles (Be) without cladding, since this material is compatible with sodium, and a coating (in English, liner) of 1.1 mm thickness on the inner face of the hexagonal tube ( TH) of the assembly containing the needles; and a design with external beryllium metal (Be) coatings, 0.455 mm thick, around the sheaths of the fuel elements, and an internal lining 1.1 mm thick, on the inner face of the hexagonal tube.

20 Le tableau III présente les principales caractéristiques des coeurs ainsi obtenus ainsi que celles de certains coeurs témoins, afin de mettre en lumière le phénomène de synergie des caractéristiques « faible température du combustible », « petites aiguilles » et « modération ». Pour chaque cas de coeur, ce tableau III présente les éléments suivants : 3025650 9 -le descriptif succinct du cas, -la présence et le type de modérateur utilisé, -le nombre d'aiguilles modératrices dans l'assemblage combustible, -la quantité moyenne (en pourcentage volumique) de modérateur dans 5 le coeur, -la teneur moyenne en plutonium dans le matériau combustible, -la température moyenne du combustible en fonctionnement nominal (estimée via le modèle simplifié dit de la température de Rowland), -la valeur de la constante Doppler Kip, et 10 -l'antiréactivité apportée par l'accroissement de puissance du réacteur jusqu'à l'atteinte de la fusion du combustible (intégrale Doppler). o L.r) Lo S55854 FR PV-P L.r) 10 o Tableau III Cas Modérateur Nombre d'aiguilles modératrices Fraction volumique de modérateur (%) Teneur Température de Rowland Ko Intégrale moyenne en Doppler Pu (%) Coeurs témoins A Coeur à grosses / / 0,0% 15,8% 1227°C -2,8$ -1,5$ aiguilles (type SFR- v2B) B Coeur à grosses Be 30 6,8% 17,9% 1227°C -4,45$ -2,4$ aiguilles (type SFR- v2B) C Coeur à petites / / 0,0% 18,2% . 948°C -3,1$ -2,3$ aiguilles Coeurs sélectionnés D Coeur conforme à YH2 19 2,4% 21,0% 970°C -5,2$ -3,8$ l'invention, à petites aiguilles E Coeur conforme à Be 55 6,9% 22,1% 1014°C -4,9$ -3,4$ l'invention, à petites aiguilles F Coeur conforme à Be 55 12,2% 21,5% 1014°C -6,1$ -4,2$ l'invention, à petites aiguilles + revêtement-TH (1,1 mm) G Coeur conforme à Be / 15,8% 20,8% 948°C -7,3$ -5,4$ petites aiguilles + revêtement-gaine (0,455 pm) + revêtement-TH (1,1 mm) 3025650 S55854 FR PV-P 11 On peut constater, dans le tableau III, que l'intégrale de contre-réaction Doppler est améliorée de 0,8$ par l'introduction de petites aiguilles combustibles dans les assemblages (cas A à C), et de 0,9$ par l'introduction de 6,8% de matériau modérateur dans les seuls assemblages combustibles (cas A et B).Table III presents the main characteristics of the hearts thus obtained as well as those of certain control hearts, in order to highlight the phenomenon of synergy of the characteristics "low temperature of the fuel", "small needles" and "moderation". For each case of heart, this table III presents the following elements: - the brief description of the case, - the presence and type of moderator used, - the number of moderating needles in the fuel assembly, - the average quantity (as a percentage by volume) moderator in the core, -the average plutonium content in the fuel material, -the average fuel temperature in nominal operation (estimated via the simplified model called the Rowland temperature), -the value of the Doppler constant Kip, and the attractiveness provided by the reactor power increase until the fusion of the fuel (Doppler integral) is reached. o Lr) Lo S55854 EN PV-P Lr) 10 o Table III Moderator case Number of moderating needers Moderator volume fraction (%) Content Rowland temperature Ko Mean integral in Doppler Pu (%) Hearts control A Heart to large / / 0.0% 15.8% 1227 ° C -2.8 $ -1.5 $ needles (type SFR-v2B) B Heart with large Be 30 6.8% 17.9% 1227 ° C -4.45 $ -2.4 $ needles (type SFR-v2B) C Heart to small / / 0.0% 18.2%. 948 ° C -3.1 $ -2.3 $ Needles Selected hearts D YH2-compliant heart 19 2.4% 21.0% 970 ° C -5.2 $ -3.8 $ the invention, small needles Heart conforming to Be 55 6.9% 22.1% 1014 ° C -4.9 $ -3.4 $ the invention, with small needles F Heart conforming to Be 55 12.2% 21.5% 1014 ° C -6.1 $ -4.2 $ the invention, small needles + coating-TH (1.1 mm) G Heart conforming to Be / 15.8% 20.8% 948 ° C -7.3 $ -5.4 $ small needles + coating-sheath (0.455 μm) + TH-coating (1.1 mm) 3025650 S55854 EN PV-P 11 It can be seen in Table III that the Doppler feedback integral is improved by $ 0.8 by introducing small fuel needles into assemblies (cases A to C), and $ 0.9 by introducing 6.8% moderator material into fuel assemblies only (case A and B).

5 L'utilisation conjointe de matériau modérateur (dans les mêmes proportions de matériau) et de petites aiguilles (cas E) permet d'obtenir une intégrale Doppler de -3,4$, d'où un gain de 1,9$ par rapport à la référence classique (cas A). Par comparaison avec la somme des effets élémentaires (0,8+0,9=1,7$), on constate donc bien un effet de synergie des deux caractéristiques de l'invention.5 The joint use of moderating material (in the same proportions of material) and small needles (case E) makes it possible to obtain a Doppler integral of -3.4 $, resulting in a gain of $ 1.9 compared to to the classical reference (case A). In comparison with the sum of the elementary effects (0.8 + 0.9 = 1.7 $), a synergistic effect of the two characteristics of the invention is thus clearly observed.

10 En maximisant la proportion de matériau modérateur par ajout de revêtement autour des aiguilles combustibles et autour de la structure de l'assemblage c'est-à-dire autour du tube hexagonal de celui-ci, le gain combiné sur l'intégrale Doppler par rapport au cas de référence atteint près de 4$ (cas G). La figure 3 illustre schématiquement l'intérieur d'un assemblage 15 combustible 8. On voit son tube hexagonal 22 dans lequel sont disposés des éléments cylindriques 24 dont la gaine a la référence 26. Conformément à l'invention, certains de ces éléments contiennent du combustible, tandis que d'autres contiennent un matériau modérateur. En outre, conformément à l'invention, certaines gaines d'éléments combustibles peuvent être recouvertes de matériau modérateur. Et la paroi interne 28 de 20 certains tubes hexagonaux peut également être recouverte de matériau modérateur. Dans ce qui suit, on revient sur les divers cas où les éléments combustibles sont à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, à base d'un mélange de carbure d'uranium et de carbure de plutonium, à base d'un mélange de nitrure d'uranium et de nitrure de plutonium ou à base d'un métal.By maximizing the proportion of moderator material by adding coating around the combustible needles and around the assembly structure ie around the hexagonal tube thereof, the combined gain on the Doppler integral by the reference case is close to $ 4 (case G). FIG. 3 diagrammatically illustrates the inside of a fuel assembly 8. Its hexagonal tube 22 is seen in which cylindrical elements 24 are disposed, the sheath of which has the reference 26. In accordance with the invention, some of these elements contain while others contain a moderating material. In addition, in accordance with the invention, certain sheaths of fuel elements may be covered with moderating material. And the inner wall 28 of some hexagonal tubes may also be covered with moderating material. In what follows, we come back to the various cases where the fuel elements are based on a mixture of uranium oxide and plutonium oxide, based on a mixture of uranium carbide and carbide. plutonium, based on a mixture of uranium nitride and plutonium nitride or metal-based.

25 Cas des oxydes Pour un niveau de puissance linéique standard, on a à l'heure actuelle une marge de 300°C entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible (2400°C à comparer à 2700°C). Pour augmenter cette marge, il faut réduire la puissance linéique soit en réduisant la puissance soit en 30 augmentant la longueur totale des aiguilles, chose que l'on propose de préférence dans la 3025650 S55854 FR PV-P 12 présente invention, en réduisant le diamètre des pastilles afin d'augmenter le nombre d'aiguilles pour un volume donné du coeur du réacteur. Cas des carbures Pour le même niveau de puissance linéique, la température maximale 5 de fonctionnement vaut 1700°C et la marge entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible vaut 600°C (1700°C à comparer à 2300°C). Il est alors moins nécessaire de réduire le diamètre pour augmenter la longueur totale des éléments combustibles et atteindre les objectifs fixés. Cas des nitrures 10 Ce cas est très semblable au précédent. Cas du métal La marge entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible est alors très réduite et vaut moins de 100°C. Néanmoins, ce cas est envisageable dans l'invention.The case of oxides For a standard linear power level, there is currently a margin of 300 ° C between the maximum operating temperature and the fuel melting temperature (2400 ° C compared to 2700 ° C). To increase this margin, the linear power must be reduced either by reducing the power or by increasing the total length of the needles, which is preferably proposed in the present invention, by reducing the diameter. pellets to increase the number of needles for a given volume of the reactor core. Case of carbides For the same linear power level, the maximum operating temperature is 1700 ° C. and the margin between the maximum operating temperature and the fuel melting temperature is 600 ° C. (1700 ° C. compared with 2300 ° C.). VS). It is then less necessary to reduce the diameter to increase the total length of the fuel elements and achieve the objectives set. Nitride case 10 This case is very similar to the previous one. Metal case The margin between the maximum operating temperature and the fuel melting temperature is then very low and is less than 100 ° C. Nevertheless, this case is conceivable in the invention.

15 Le tableau IV montre diverses caractéristiques de température pour différents combustibles utilisables dans l'invention. Tableau IV Type de combustible (U, Pu)02 (U, Pu)C U-Pu-Zrio Température moyenne du 1 227 887 577 combustible (°C) Température maximale admissible 2 400 1 700 1 100 (°C) point chaud du combustible en fonctionnement nominal Température limite (- fusion) 2 700 2 300 1 160 du combustible (°C) pour le calcul du coefficient Doppler Température d'entrée du sodium (°C) 395 395 Température de sortie du sodium (°C) 545 545 20Table IV shows various temperature characteristics for different fuels usable in the invention. Table IV Type of fuel (U, Pu) 02 (U, Pu) C U-Pu-Zrio Average fuel temperature of 1 227 887 577 (° C) Maximum permissible temperature 2 400 1 700 1 100 (° C) hot spot fuel in nominal operation Limiting temperature (- melting) 2 700 2 300 1 160 of fuel (° C) for the calculation of the Doppler coefficient Sodium inlet temperature (° C) 395 395 Sodium outlet temperature (° C) 545 545 20

Claims

REVENDICATIONS1. A fast neutron nuclear reactor comprising a core (2) having fuel assemblies (8) and at least one moderator material, each fuel assembly comprising a tube (22) having inner and outer walls and containing a bundle of elements cylindrical fuels, preferably based on a mixture of uranium oxide and plutonium oxide, characterized in that the fuel elements (18) are configured to operate at a nominal maximum operating temperature TN which is lower or equal to 2/3 of the melting temperature of the fuel TF.

The fast neutron nuclear reactor according to claim 1, wherein the fuel elements are based on a mixture of uranium oxide and plutonium oxide, for which the temperature TF is about 2700 ° C, and the nominal maximum operating temperature TN is 1500 ° C.

The fast neutron nuclear reactor according to claim 1, wherein the nominal maximum operating temperature TN is less than or equal to half the melting temperature of the fuel TF.

4. Fast neutron nuclear reactor according to any one of claims 1 to 3, wherein the total power of the reactor core, the transverse dimensions of the latter and the length of the fuel elements are predefined, an internal diameter C and a number No are chosen for the fuel elements so as to be compatible with the transverse dimensions of the reactor core, and the internal diameter of the fuel elements, actually used in the reactor, is less than C, which makes it possible to use a number of combustible elements greater than 3025650 S55854 EN PV-P 14

5. Fast neutron nuclear reactor according to claim 4, wherein the internal diameter of the fuel elements is less than or equal to 6 mm.

The fast neutron nuclear reactor of claim 5, wherein the internal diameter of the fuel elements is selected in the range of 5 mm to 6 mm.

The fast neutron nuclear reactor according to claim 1, wherein the fuel elements are based on a mixture of uranium carbide and plutonium carbide or a mixture of uranium nitride and plutonium nitride. , to obtain said nominal maximum operating temperature TN.

The fast neutron nuclear reactor according to any one of claims 1 to 7, wherein the moderator material is contained in cylindrical elements (20) which are parallel to the cylindrical fuel elements (18).

The fast neutron nuclear reactor according to any one of claims 1 to 8, wherein the moderating material further covers the inner wall of the tubes of some of the fuel assemblies. 20

10. Fast neutron nuclear reactor according to any one of claims 1 to 9, wherein the moderating material further covers some of the fuel elements (18). 25

11. fast neutron nuclear reactor according to any one of claims 1 to 10, wherein the moderating material is selected from B4C hydrides, including CaH2, ZrH2 and YH2, beryllium and beryllium-based materials, including BeO .