FR3027724A1 - COMBUSTIBLE ASSEMBLY FOR USE IN A FAST NEUTRON REACTOR AND REACTOR HEART IN WHICH THE REACTOR IS CHARGED - Google Patents
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Abstract
L'invention vise un assemblage combustible (1) destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides réalisé en reliant plusieurs longueurs de barres de combustible (2) en un faisceau, les barres de combustible (2) étant chacune remplies avec plusieurs pastilles (10), dont chacune contient un matériau nucléaire destiné à être logé dans un tube d'enveloppe (7), et chargé dans le cœur d'un réacteur à neutrons rapides. Une région de plenum de sodium est définie par le tube d'enveloppe (7), à une extrémité supérieure de chacune des barres de combustible (2). Chaque barre de combustible (2) a chacune une région de plenum de gaz supérieure définie par une gaine de barre de combustible (4), entre l'extrémité supérieure d'une région de combustible formée par la pluralité de pastilles de combustible (10) et un bouchon d'extrémité supérieure 3. Une rondelle Belleville (8) est disposée dans la région de plenum de gaz supérieure.The invention relates to a fuel assembly (1) for use in a fast neutron reactor made by connecting several lengths of fuel rods (2) in a bundle, the fuel rods (2) being each filled with several pellets ( 10), each of which contains a nuclear material to be housed in an envelope tube (7), and loaded into the core of a fast neutron reactor. A sodium plenum region is defined by the casing tube (7) at an upper end of each of the fuel rods (2). Each fuel rod (2) each has an upper gas plenum region defined by a fuel rod sheath (4), between the upper end of a fuel region formed by the plurality of fuel pellets (10). and an upper end plug 3. A Belleville washer (8) is disposed in the upper gas plenum region.
Description
ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE DESTINÉ À ÊTRE UTILISÉ DANS UN RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES ET COEUR DE RÉACTEUR DANS LEQUEL CE DERNIER EST CHARGÉ L'invention concerne un assemblage combustible destiné à 5 être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur dans lequel ce dernier est chargé, et en particulier un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'améliorer la sécurité en rendant la réactivité cavitaire du sodium négative, et un 10 coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé. En général, un réacteur surgénérateur à neutrons rapides comprend un coeur de réacteur qui est disposé à l'intérieur d'une cuve de réacteur, et la cuve de réacteur est remplie 15 avec du sodium liquide servant de réfrigérant. Un assemblage combustible destiné être utilisé dans le réacteur surgénérateur à neutrons rapides, chargé dans le coeur, est prévu avec plusieurs barres de combustible, dont chacune encapsule de l'uranium appauvri enrichi en plutonium (238U), un 20 tube d'enveloppe entourant la pluralité de barres de combustible sous la forme d'un faisceau, la tête inférieure de chacune de ces barres de combustible, une buse d'entrée supportant une protection neutronique, positionnée au-dessous de chacune des barres de combustible, et une partie de sortie 25 de réfrigérant positionnée au-dessus de la barre de combustible. Le coeur de réacteur du réacteur surgénérateur à neutrons rapides est prévu avec une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur interne et une 30 région de combustible de coeur externe entourant la région de combustible de coeur interne, une région de combustible de couverture entourant la région de combustible de coeur de réacteur, et une région de protection neutronique entourant la région de combustible de couverture. Dans le cas d'un coeur homogène standard, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne. Pour cette raison, la répartition de puissance dans la direction radiale du coeur est aplanie. Cependant, l'actinide mineur (MA: « Minor Actinide » ou actinide mineur en français) des déchets fortement radioactifs (HLW : « High Level Radiocative Waste » ou déchets fortement radioactifs en français) résultant du retraitement du combustible nucléaire irradié présente une radioactivité à long terme et par conséquent, des recherches concernant le recyclage du MA pour le transmuter dans le surgénérateur à neutrons rapides ont été réalisées afin d'essayer de diminuer une toxicité des HLW et augmenter un taux de décroissance afin de réduire la charge d'un dépôt géologique, réduisant ainsi une charge environnementale. Malheureusement, si le MA est chargé dans le coeur, celui-ci a tendance à provoquer une augmentation de la réactivité cavitaire (réactivité telle que marquée en raison de l'ébullition du sodium liquide servant de réfrigérant) associée à la sécurité d'un coeur. Par conséquent, le document non brevet "Conception avancée du coeur axialement hétérogène", par K. Kawashima, K. Fujimura et associés, comptes rendus de FR '91, pp 3, 3 - 1, Kyoto, Japon, Octobre (1991) est proposé au titre d'une stratégie très efficace pour contrôler la réactivité cavitaire. Dans ce document, on décrit l'introduction des assemblages combustibles comprenant une région de plenum de sodium prévue sur un faisceau de barres de combustible. Étant donné que la région de plenum de sodium a une réactivité cavitaire négative, alors que la région de combustible d'un coeur à grande échelle a une réactivité cavitaire positive, il existe une possibilité que la réactivité cavitaire effective du coeur de réacteur dans son ensemble puisse être rendue négative étant donné que la 5 vide au moment du phénomène d'écoulement de réfrigérant, dépendance de la réactivité région de plenum de sodium est transitoire, tel qu'une perte et cetera. On a présenté la cavitaire sur une fraction de volume d'un élément structurel dans la région de plenum de sodium et plus la fraction de volume de l'élément structurel 10 est petite, plus la réactivité cavitaire sera petite. En outre, la technique décrite dans la demande de brevet japonais S62 (1987) - 3691 est bien connue, bien que cette dernière concerne un réacteur d'eau sous pression (PWR). Cette demande de brevet décrit une configuration dans laquelle 15 plusieurs rondelles Belleville sont disposées entre un bouchon d'extrémité supérieure et la pastille de combustible la plus haute, à l'intérieur de chacune des gaines de barre de combustible composant l'assemblage combustible. La tension est préventivement transmise aux pastilles de combustible 20 respectives par l'agencement de la pluralité de rondelles Belleville afin d'empêcher ainsi l'occurrence de fluage. Dans le document non brevet introduit précédemment, la dépendance de la réactivité cavitaire sur une fraction de volume de l'élément structurel dans la région de plenum de 25 sodium est décrite. Cependant, la description spécifique concernant la façon dont constituer l'assemblage combustible destiné être utilisé dans le surgénérateur à neutrons rapides n'a pas été faite. L'assemblage combustible, en particulier, est transporté afin de charger ce dernier dans le 30 coeur de réacteur. Cependant, il n'est faut aucune mention de la vibration appliquée sur la pastille de combustible dans chacune des barres de combustible composant l'assemblage combustible, la vibration ayant lieu au moment du transport.The invention relates to a fuel assembly for use in a fast neutron reactor and a reactor core in which the reactor core is equipped with a fuel cell. The invention relates to a fuel assembly for use in a fast neutron reactor and a reactor core in which the reactor core is charged, and in particular a fuel assembly for use in a fast neutron reactor, capable of improving safety by rendering the cavity reactivity of sodium negative, and a reactor core in which the fuel assembly is charged. In general, a fast neutron breeder reactor comprises a reactor core which is disposed within a reactor vessel, and the reactor vessel is filled with liquid sodium refrigerant. A fuel assembly for use in the fast neutron breeder reactor charged to the core is provided with a plurality of fuel rods, each of which encapsulates plutonium-enriched plutonium-enriched uranium (238U), an envelope tube surrounding the reactor. plurality of fuel rods in the form of a bundle, the lower head of each of said fuel rods, an inlet nozzle supporting a neutron shield, positioned below each of the fuel rods, and an output portion 25 refrigerant positioned above the fuel rod. The reactor core of the fast neutron breeder reactor is provided with a core fuel region comprising an inner core fuel region and an outer core fuel region surrounding the inner core fuel region, a cover surrounding the reactor core fuel region, and a neutron shield region surrounding the cover fuel region. In the case of a standard homogeneous core, the Pu enrichment of the fuel assembly loaded in the outer core fuel region is greater than the Pu enrichment of the fuel assembly charged in the core fuel region. internal. For this reason, the power distribution in the radial direction of the heart is flattened. However, the minor actinide (MA: Minor Actinide or French minor actinide) of high-level radioactive waste (HLW) resulting from the reprocessing of irradiated nuclear fuel has a high radioactivity. long term and therefore, research into the recycling of MA to transmute it into the fast neutron breeder reactor was carried out in an attempt to decrease HLW toxicity and increase a decay rate to reduce the charge of a deposit geological, reducing an environmental burden. Unfortunately, if the MA is loaded in the heart, it tends to cause an increase in cavitational reactivity (reactivity as marked due to the boiling of the liquid sodium refrigerant) associated with the safety of a heart . Therefore, the non-patent document "Advanced Design of Axially Heterogeneous Heart", by K. Kawashima, K. Fujimura and Associates, Proceedings of FR '91, pp. 3, 3 - 1, Kyoto, Japan, October (1991) is proposed as part of a very effective strategy to control cavity reactivity. This document describes the introduction of fuel assemblies comprising a sodium plenum region provided on a fuel rod bundle. Since the sodium plenum region has a negative cavity reactivity, while the fuel region of a large-scale core has a positive cavity reactivity, there is a possibility that the effective cavity reactivity of the reactor core as a whole can be made negative since the vacuum at the time of the refrigerant flow phenomenon, dependence of the sodium plenum region reactivity is transient, such as a loss et cetera. The cavity was presented on a volume fraction of a structural element in the sodium plenum region and the smaller the volume fraction of the structural element 10, the smaller the cavity reactivity will be. In addition, the technique described in Japanese Patent Application S62 (1987) - 3691 is well known, although the latter relates to a pressurized water reactor (PWR). This patent application discloses a configuration in which a plurality of Belleville washers are disposed between an upper end plug and the highest fuel pellet, within each of the fuel rod sheaths constituting the fuel assembly. The tension is preventively transmitted to the respective fuel pellets by the arrangement of the plurality of Belleville washers to thereby prevent the occurrence of creep. In the non-patent document previously introduced, the dependence of cavity reactivity on a volume fraction of the structural element in the sodium plenum region is described. However, the specific description of how to constitute the fuel assembly for use in the fast neutron breeder reactor has not been made. The fuel assembly, in particular, is transported in order to load the latter into the reactor core. However, no mention is made of the vibration applied to the fuel pellet in each of the fuel rods constituting the fuel assembly, the vibration occurring at the time of transport.
En outre, avec la demande de brevet japonais S62 (1987) - 3691, on dispose la pluralité de rondelles Belleville entre le bouchon d'extrémité supérieur et la pastille de combustible la plus haute. Par conséquent, il existe un inconvénient en ce qu'un espace formé entre le bouchon terminal supérieur et la pastille de combustible la plus haute se dilatera dans sa direction axiale. En outre, cette demande de brevet étant associé aux PWR (pour « pressurized water reactors » en anglais, ou « réacteurs à eau pressurisé » en français), une région de plenum de sodium à disposer au-dessus des barres de combustible n'est pas prévue à l'intérieur de l'assemblage combustible. Par conséquent, un objet de la présente invention est de proposer un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'arriver à réduire la réactivité cavitaire en réduisant une fraction du volume des éléments structurels dans une région de plenum de sodium et un coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé.In addition, with Japanese Patent Application S62 (1987) - 3691, the plurality of Belleville washers are provided between the upper end cap and the highest fuel pellet. Therefore, there is a disadvantage that a gap formed between the upper end cap and the higher fuel pellet will expand in its axial direction. Furthermore, since this patent application is associated with PWRs (for pressurized water reactors, or "pressurized water reactors" in French), a region of sodium plenum to be disposed above the fuel rods is not provided inside the fuel assembly. Therefore, an object of the present invention is to provide a fuel assembly for use in a fast neutron reactor capable of reducing cavity reactivity by reducing a fraction of the volume of the structural elements in a plenum region of the reactor. sodium and a reactor core in which the fuel assembly is charged.
Afin de résoudre le problème mentionné, selon un premier aspect de l'invention, on propose un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans un coeur de réacteur du réacteur à neutrons rapides, réalisé en reliant plusieurs longueurs de barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible, dont chacune contient un matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, prévue au-dessus du bouchon d'extrémité supérieure de chacune de la pluralité de barres de combustible. Chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible et une rondelle Belleville disposée dans la région de plenum de gaz supérieure, qui sont prévues entre l'extrémité supérieure de la région de combustible formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. De préférence, chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une pastille de couverture interne composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible. En outre, on propose un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans le coeur de réacteur du réacteur à neutrons rapides, réalisé en reliant plusieurs barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible contenant un matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, prévu au-dessus d'un bouchon terminal supérieur de chacune de la pluralité de barres de combustible. En outre, chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible, prévue entre l'extrémité supérieure de la région de combustible, formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. Une longueur de la région de plenum de gaz supérieure, dans sa direction axiale, est définie sur la base d'une différence de quantité de dilatation thermique entre les pastilles de combustible et la gaine de barre de combustible.In order to solve the problem mentioned, according to a first aspect of the invention, there is provided a fuel assembly for use in a fast neutron reactor, charged in a reactor core of the fast neutron reactor, made by connecting several lengths of fuel rods in a bundle for accommodating in an envelope tube, each fuel rod being formed by filling a fuel rod sheath with fuel pellets, each of which contains a nuclear fuel material. The fuel assembly includes a sodium plenum region defined by the casing tube provided above the upper end cap of each of the plurality of fuel rods. Each of the plurality of fuel rods comprises an upper gas plenum region defined by the fuel rod sheath and a Belleville washer disposed in the upper gas plenum region, which are provided between the upper end of the fuel formed by the plurality of fuel pellets and the upper end cap. Preferably, each of the plurality of fuel rods comprises an inner blank pad made of depleted uranium used as a nuclear fuel, disposed substantially below the center of the fuel region. In addition, a fuel assembly is proposed for use in a fast neutron reactor, charged to the reactor core of the fast neutron reactor, made by connecting several fuel rods in a bundle intended to be housed in a tube. envelope, each fuel rod being formed by filling a fuel rod sheath with fuel pellets containing a nuclear fuel material. The fuel assembly includes a sodium plenum region defined by the casing tube, provided over an upper end cap of each of the plurality of fuel rods. In addition, each of the plurality of fuel rods comprises an upper gas plenum region defined by the fuel rod sheath, provided between the upper end of the fuel region, formed by the plurality of fuel pellets and the fuel rod sheath. top end cap. A length of the upper gas plenum region, in its axial direction, is defined on the basis of a difference in the amount of thermal expansion between the fuel pellets and the fuel rod sheath.
De préférence, chacune de la pluralité de barre de combustible comprend une région de plenum de gaz inférieure définie par la gaine de barre de combustible, prévue entre l'extrémité inférieure de la région de combustible et un bouchon d'extrémité inférieure. En outre, la présente invention propose, dans son second aspect, un coeur de réacteur d'un réacteur à neutrons rapides, comprenant une région de combustible de coeur interne, une région de combustible de coeur externe entourant la région de combustible de coeur interne, une région de couverture radiale entourant la région de combustible de coeur externe, et une région de protection neutronique entourant la région de couverture radiale, le coeur de réacteur comprenant un assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne et la région de combustible de coeur externe, respectivement, l'assemblage combustible étant réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible, dont chacune contient un matériau de combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, au-dessus d'un bouchon d'extrémité supérieure de chacune de la pluralité de barres de combustible, et la pluralité de barres de combustible comprennent chacune une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible et une rondelle Belleville, entre l'extrémité supérieure de la région de combustible formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. De préférence, une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne, dans la direction axiale de la région de combustible, est égale à une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe, dans la direction axiale de la région de combustible.Preferably, each of the plurality of fuel rods comprises a lower gas plenum region defined by the fuel rod sheath, provided between the lower end of the fuel region and a lower end plug. In addition, the present invention provides, in its second aspect, a reactor core of a fast neutron reactor, comprising an inner core fuel region, an outer core fuel region surrounding the inner core fuel region, a radial coverage region surrounding the outer core fuel region, and a neutron shielding region surrounding the radial coverage region, the reactor core comprising a charged fuel assembly in the inner core fuel region and the fuel core region. outer core, respectively, the fuel assembly being made by connecting a plurality of fuel rods into a bundle for housing in an envelope tube, each fuel rod being formed by filling a fuel rod sleeve with pellets of fuel, each of which contains a nuclear fuel material. The fuel assembly includes a sodium plenum region defined by the jacket tube, over an upper end plug of each of the plurality of fuel rods, and the plurality of fuel rods each comprise a upper gas plenum region defined by the fuel rod sheath and a Belleville washer, between the upper end of the fuel region formed by the plurality of fuel pellets and the upper end cap. Preferably, a length of each of the fuel rods housed in the fuel assembly loaded in the inner core fuel region, in the axial direction of the fuel region, is equal to a length of each of the fuel rods housed in the fuel core. the fuel assembly loaded in the outer core fuel region, in the axial direction of the fuel region.
Dans ce cas, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe peut être supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne.In this case, the Pu enrichment of the fuel assembly loaded in the outer core fuel region may be greater than the Pu enrichment of the fuel assembly charged to the inner core fuel region.
Selon une autre variante, une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe, dans la direction axiale de la région de combustible, est plus longue qu'une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne , dans la direction axiale de la région de combustible. Dans ce cas, chacune de la pluralité de barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne, comprend une pastille de couverture interne composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, la pastille de couverture interne étant disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible. Ainsi, selon la présente invention, il est possible de proposer un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'arriver à réduire la réactivité cavitaire en réduisant une fraction de volume des éléments structurels d'une région de plenum de sodium, et un coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé Les problèmes, configurations et effets de la présente invention évoqués ci-dessus, ainsi que d'autres, ressortiront plus clairement de la description détaillée des modes de réalisation préférés de l'invention, réalisée en regard des planches de dessins ci-annexées sur lesquelles : - la figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, selon un premier mode de réalisation de la présente invention; - la figure 2 représente la vue en coupe longitudinale de l'assemblage combustible destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides, selon le premier mode de réalisation, représenté sur la figure 1, et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage combustible est chargé ; - la figure 3 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage de combustible du réacteur à neutrons rapides, représenté sur la figure 2, est chargé, représentant une plage du centre du coeur de réacteur jusqu'à son bord périphérique externe ; - la figure 4 représente une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides, selon un deuxième mode de réalisation de la présente invention, et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides est chargé ; - la figure 5 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides représentés sur la figure 4 sont chargés, représentant une plage du centre du coeur jusqu'à son bord périphérique externe ; - la figure 6 est une vue représentant une relation entre une longueur d'une région de plenum de gaz supérieure et une réactivité cavitaire de sodium ; et - la figure 7 est une vue en coupe longitudinale d'une barre de combustible d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides selon un troisième mode de réalisation de la présente invention. Dans la présente description, on entend par "une fraction de volume des éléments structurels dans une région de plenum 10 de sodium", la fraction de volume des éléments structurels dans une région positionnée au-dessus d'une région de combustible des barres de combustible composant un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, comprenant la région de plenum de sodium disposée au-dessus d'un bouchon 15 d'extrémité supérieure. C'est-à-dire que cette expression signifie la fraction de volume des éléments structurels dans une région comprenant une région de plenum de gaz supérieure, le bouchon d'extrémité supérieure et la région de plenum de sodium. Les éléments structurels comprennent un tube 20 d'enveloppe définissant la région de plenum de sodium, le bouchon d'extrémité supérieure, une gaine de barre de combustible définissant la région de plenum de gaz supérieure et cetera. Les modes de réalisation de la présente invention sont 25 décrits ci-dessous en référence aux dessins joints. La figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, selon un premier mode de réalisation de la 30 présente invention. Comme représenté sur la figure 1, un assemblage combustible 1 destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides est réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible 2 en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe 7 de section hexagonale. L'assemblage combustible 1 du réacteur à neutrons rapides a une région de plenum de sodium 12 au-dessus de l'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible 2 à l'intérieur du tube d'enveloppe 7 réalisé avec un acier inoxydable (SUS, de l'anglais « Steel Use Stainless »). La région de plenum de sodium 12 est un espace vide défini par le tube d'enveloppe 7, l'espace vide ne comprenant rien d'autre que du sodium fluide (Na liquide) servant de réfrigérant. En outre, l'assemblage combustible 1 du réacteur à neutrons rapides a une buse d'entrée (non représentée) disposée au-dessous du tube d'enveloppe 7 représenté sur la figure 1, destinée à être utilisée pour l'introduction du sodium liquide afin de permettre au sodium liquide en tant que réfrigérant, de s'écouler à travers la pluralité de barres de combustible 2, tout en ayant une tête de manipulation (non représentée) et cetera, disposée au-dessus du tube d'enveloppe 7. En outre, un intervalle entre les barres de combustible 2, adjacentes entre elles, est maintenu par l'agencement d'un dispositif d'espacement à fil (non représenté) enroulé autour de la surface de la barre de combustible. La barre de combustible 2 est constituée d'une pluralité de pastilles de combustible 10, dont chacune est obtenue en frittant un oxyde mixte (ci-après désigné par le terme "combustible MOX (oxyde mixte))", c'est-à-dire un mélange d'oxyde de plutonium (PO2) et d'oxyde d'uranium appauvri (UO2), les pastilles de combustible 10 étant versées dans une gaine de barre de combustible 4, destinée à être scellée, selon sa direction axiale. Pour les pastilles de combustible 10, l'utilisation n'est pas limitée au combustible MOX, et on peut utiliser un matériau contenant un combustible nucléaire tel que le Pu, et cetera. En outre, un bouchon d'extrémité supérieure 3 et un bouchon d'extrémité inférieure 9 sont disposés au niveau de l'extrémité supérieure de la barre de combustible 2 et l'extrémité inférieure de la barre de combustible 2, respectivement, pour sceller ainsi la gaine de barre de combustible 4. En outre, la barre de combustible 2 est prévue avec une région de plenum de gaz inférieure 6 disposée entre le bouchon d'extrémité inférieure 9 et l'extrémité inférieure d'une région de combustible 11 composée d'une pluralité de pastilles de combustible 10. La région de plenum de gaz inférieure 6 est un espace vide défini par la gaine de barre de combustible 4, amenant les gaz des produits de fission (produits de fission : FP) générés en raison de la fission nucléaire de la pastille de combustible 10, à être maintenus dans l'espace vide. Une longueur de la région de plenum de gaz inférieure 6 est déterminée de sorte que la contrainte appliquée sur la gaine de barre de combustible 4, attribuable à la pression interne des gaz des FP, est une limitation de conception ou moins, tout en maintenant tous les gaz des FP générés pendant une durée de vie du combustible. Comme représenté sur une vue agrandie d'une région A sur la figure 1, la région de plenum de gaz supérieure 5 est prévue entre le bouchon d'extrémité supérieure 3 et la région de combustible 11, sur un côté de la barre de combustible 2, adjacent à son extrémité supérieure. La région de plenum de gaz supérieure 5 est un espace défini par le tube de gaine de barre de combustible 4 et une rondelle Belleville 8 est disposée à l'intérieur de l'espace. La rondelle Belleville 8 a l'extrémité supérieure en butée contre la face inférieure du bouchon d'extrémité supérieure 3 et l'extrémité inférieure en butée contre la surface supérieure de la pastille de combustible 10 la plus haute de la région de combustible 11. Ce faisant, les positions respectives des pastilles de combustible 10 formant la région de combustible 11 sont maintenues par la force de dilatation de la rondelle Belleville 8 au moment du transport ou du transfert de l'assemblage combustible 1 destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides.According to another variant, a length of each of the fuel rods housed in the fuel assembly loaded in the outer core fuel region, in the axial direction of the fuel region, is longer than a length of each of the bars. of fuel housed in the fuel assembly charged to the inner core fuel region, in the axial direction of the fuel region. In this case, each of the plurality of fuel rods housed in the fuel assembly loaded in the inner core fuel region, comprises an inner cover pad composed of depleted uranium used as a nuclear fuel, the cover pad internal being disposed substantially below the center of the fuel region. Thus, according to the present invention, it is possible to provide a fuel assembly for use in a fast neutron reactor capable of reducing cavity reactivity by reducing a volume fraction of the structural elements of a plenum region. The problems, configurations and effects of the present invention discussed above, as well as others, will emerge more clearly from the detailed description of the preferred embodiments of the present invention. the invention, carried out with reference to the drawing plates appended hereto, in which: FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly intended for use in a fast neutron reactor, according to a first embodiment of FIG. the present invention; FIG. 2 represents the longitudinal sectional view of the fuel assembly intended to be used in the fast neutron reactor, according to the first embodiment, represented in FIG. 1, and a cross-sectional view of a core of the fast neutron reactor in which the fuel assembly is charged; FIG. 3 is a longitudinal sectional view of the fast neutron reactor core in which the fuel assembly of the fast neutron reactor shown in FIG. 2 is loaded, representing a range from the center of the reactor core to FIG. at its outer peripheral edge; FIG. 4 represents a longitudinal sectional view of a fuel assembly intended to be used in the fast neutron reactor, according to a second embodiment of the present invention, and a cross-sectional view of a reactor core in FIG. fast neutrons in which the fast neutron reactor fuel assembly is charged; FIG. 5 is a longitudinal sectional view of the fast neutron reactor core in which the fast neutron reactor fuel assemblies shown in FIG. 4 are loaded, showing a range from the center of the core to its outer peripheral edge; Fig. 6 is a view showing a relationship between a length of an upper gas plenum region and a cavity cavitation of sodium; and FIG. 7 is a longitudinal sectional view of a fuel rod of a fast neutron reactor fuel assembly according to a third embodiment of the present invention. In the present description, the term "a volume fraction of the structural elements in a plenum region of sodium" means the volume fraction of the structural elements in a region positioned over a fuel rod fuel region. component of a fast neutron reactor fuel assembly, comprising the sodium plenum region disposed over an upper end plug. That is, this expression means the fractional volume of the structural elements in a region comprising an upper gas plenum region, the upper end cap, and the sodium plenum region. The structural elements include an envelope tube defining the sodium plenum region, the upper end cap, a fuel rod sheath defining the upper gas plenum region and so on. Embodiments of the present invention are described below with reference to the accompanying drawings. Figure 1 is a longitudinal sectional view of a fuel assembly for use in a fast neutron reactor, according to a first embodiment of the present invention. As shown in FIG. 1, a fuel assembly 1 intended to be used in the fast neutron reactor is made by connecting a plurality of fuel rods 2 in a bundle intended to be housed in an envelope tube 7 of hexagonal section. The fuel assembly 1 of the fast neutron reactor has a region of sodium plenum 12 above the upper end of each of the fuel rods 2 inside the casing tube 7 made of stainless steel (SUS , from "Steel Use Stainless"). The sodium plenum region 12 is an empty space defined by the casing tube 7, the empty space comprising nothing more than fluid sodium (liquid Na) serving as the refrigerant. In addition, the fuel assembly 1 of the fast neutron reactor has an inlet nozzle (not shown) disposed below the casing tube 7 shown in FIG. 1 for use in the introduction of liquid sodium. in order to allow the liquid sodium as refrigerant to flow through the plurality of fuel rods 2 while having a handling head (not shown) and so on, disposed above the casing tube 7. In addition, a gap between adjacent fuel rods 2 is maintained by the arrangement of a wire spacer (not shown) wound around the surface of the fuel rod. The fuel rod 2 consists of a plurality of fuel pellets 10, each of which is obtained by sintering a mixed oxide (hereinafter referred to as "MOX fuel (mixed oxide))", i.e. say a mixture of plutonium oxide (PO2) and depleted uranium oxide (UO2), the fuel pellets 10 being poured into a fuel rod sheath 4, intended to be sealed, in its axial direction. For the fuel pellets 10, the use is not limited to the MOX fuel, and a material containing a nuclear fuel such as Pu, et cetera can be used. In addition, an upper end plug 3 and a lower end plug 9 are disposed at the upper end of the fuel rod 2 and the lower end of the fuel rod 2, respectively, to seal In addition, the fuel rod 2 is provided with a lower gas plenum region 6 disposed between the lower end plug 9 and the lower end of a fuel region 11 composed of A plurality of fuel pellets 10. The lower gas plenum region 6 is a void space defined by the fuel rod sheath 4, generating the fission product gases (fission products: FP) generated due to the nuclear fission of the fuel pellet 10, to be maintained in the empty space. A length of the lower gas plenum region 6 is determined such that the stress applied to the fuel rod sheath 4, attributable to the internal pressure of the FP gases, is a design limitation or less, while maintaining all FP gases generated during a lifetime of the fuel. As shown in an enlarged view of a region A in Fig. 1, the upper gas plenum region 5 is provided between the upper end plug 3 and the fuel region 11, on one side of the fuel rod 2 , adjacent to its upper end. The upper gas plenum region 5 is a space defined by the fuel rod sheath tube 4 and a Belleville washer 8 is disposed within the space. The Belleville washer 8 has the upper end abutting against the underside of the upper end cap 3 and the lower end abutting against the upper surface of the highest fuel pellet 10 of the fuel region 11. in doing so, the respective positions of the fuel pellets 10 forming the fuel region 11 are maintained by the expansion force of the Belleville washer 8 at the time of transport or transfer of the fuel assembly 1 for use in the neutron reactor fast.
La figure 2 représente une vue en coupe longitudinale présentant des assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs et une vue en coupe transversale d'un coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs sont chargés.FIG. 2 is a longitudinal sectional view showing fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1 'respectively and a cross-sectional view of a fast neutron reactor core 21 in which the respective fuel assemblies 1 and 1' are loaded.
Comme représenté sur la vue en coupe transversale de la figure 2, le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 comprend une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur interne 22 et une région de combustible de coeur externe 23 entourant la région de combustible de coeur interne 22, conjointement avec une région de couverture radiale 24 et une région de protection neutronique 25. La région de couverture radiale 24 entoure la région de combustible de coeur, dans la direction radiale du coeur de réacteur à neutrons rapides 21, afin d'être adjacente à la région de combustible de coeur, et la région de protection neutronique 25 entoure la région de couverture radiale 24. Une barre de commande 26 comprend plusieurs barres d'absorbant de neutrons, dont chacune est obtenue en enfermant des pastilles de carbure de bore (B4C) dans une gaine en acier inoxydable, la barre de commande 26 étant réalisée en logeant ces barres d'absorbant de neutrons dans le tube d'enveloppe, de section hexagonale. En outre, la barre de commande 26 a une configuration de deux systèmes indépendants l'un de l'autre, comprenant un système de barre de commande principal et un système de barre de commande de réserve, cependant, la barre de commande 26 est illustrée sur la figure 2, sans faire de distinction entre les deux systèmes de barre de commande mentionnées ci-dessus.As shown in the cross-sectional view of FIG. 2, the fast neutron reactor core 21 comprises a core fuel region comprising an inner core fuel region 22 and an outer core fuel region 23 surrounding the internal core fuel 22, together with a radial coverage region 24 and a neutron shielding region 25. The radial coverage region 24 surrounds the core fuel region, in the radial direction of the fast neutron reactor core 21, so that adjacent to the core fuel region, and the neutron shielding region 25 surrounds the radial coverage region 24. A control bar 26 comprises a plurality of neutron absorber bars, each of which is obtained by enclosing pellets of boron carbide (B4C) in a stainless steel sheath, the control bar 26 being made by housing these bars of neutron absorbent ns in the casing tube, hexagonal section. In addition, the control bar 26 has a configuration of two independent systems of each other, including a main control bar system and a reserve control rod system, however, the control bar 26 is illustrated in Figure 2, without distinguishing between the two control bar systems mentioned above.
Sur la figure 2, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' chargé dans la région de combustible de coeur externe 23 est rendu supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans la région de combustible de coeur interne 22. Les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs sont identiques du point de vue de la forme, à l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1, représenté sur la figure 1, cependant, si les pastilles de combustible 10' versées dans chacune des barres de combustible 2' à l'intérieur de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' sont rendues supérieures du point de vue de l'enrichissement en Pu, ceci aplanit la répartition de puissance du coeur de réacteur à neutrons rapides 21, dans sa direction radiale. Maintenant, la figure 3 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, représentés sur la figure 2, sont chargés, présentant une plage du centre du coeur à son bord périphérique externe. Sur la figure 3, on présente un demi-coeur de réacteur, symétrique par rapport à l'axe central On du coeur de réacteur à neutrons rapides 21. Comme représenté sur la figure 3, la région de combustible 11 de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 est identique par rapport à sa longueur, dans la direction de l'axe (021), à la région de combustible 11' de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' chargé dans la région de combustible de coeur externe 23. Comme pour l'enrichissement en Pu du matériau fissile (un rapport en poids de Pu sur le métal lourd HM (HM pour l'anglais « Heavy Metal » ou métal lourd en français) total en poids), l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1, grâce à quoi, une sortie, dans la direction radiale du coeur, est rendue plus plate.In FIG. 2, the Pu enrichment of the fast neutron reactor fuel assembly 1 'loaded into the outer core fuel region 23 is made superior to the Pu enrichment of the neutron reactor fuel assembly. The respective fuel assemblies 1 and 1 'are identical in shape to the fast neutron reactor fuel assembly 1 shown in FIG. , if the fuel pellets 10 'poured into each of the fuel rods 2' inside the fast neutron reactor fuel assembly 1 'are made higher in terms of Pu enrichment, this smooths the power distribution of the fast neutron reactor core 21, in its radial direction. Now, FIG. 3 is a longitudinal sectional view of the fast neutron reactor core 21 in which the fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1 'respectively, shown in FIG. 2, are loaded, having a range of the center of the heart at its outer peripheral edge. FIG. 3 shows a half-reactor core symmetrical about the central axis On of the fast neutron reactor core 21. As shown in FIG. 3, the fuel region 11 of the fuel assembly Fast neutron reactor 1 charged in the inner core fuel region 22 is identical in length with respect to its axis (021) length to the fuel region 11 'of the neutron reactor fuel assembly. 1 As the Pu enrichment of the fissile material (a weight ratio of Pu to the heavy metal HM (HM) French) total by weight), the enrichment in Pu of the fast neutron reactor fuel assembly 1 'is greater than the enrichment in Pu of the fast neutron reactor fuel assembly 1, whereby an output , in the direction of radia the heart, is made flatter.
Avec le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs, ayant la région de plenum de sodium 12 selon le présent mode de réalisation, sont chargés, comme décrit ci-dessus, en supposant qu'un débit du sodium liquide en tant que réfrigérant, chute dans le cas une défaillance et cetera, qui se produit sur une pompe, la température du sodium liquide à proximité des extrémités supérieures respectives des barres de combustible 2 et 2' augmente au degré le plus élevé. Pour cette raison, les neutrons générés dans les régions de combustible 11 et 11', respectivement, sont susceptibles de fuir vers le haut à cause d'une chute de densité du sodium liquide, en tant que réfrigérant de la région de plenum de sodium 12, ou d'une occurrence de vide, de sorte que ceci a l'effet de provoquer la réduction sensible de réactivité cavitaire. Avec un réacteur à neutrons rapide classique, une région de plenum de gaz est prévue au-dessous des barres de combustible à l'intérieur d'un assemblage combustible chargé dans un coeur, et c'est le cas avec les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, selon le présent mode de réalisation. En outre, avec chacune des barres de combustible, un ressort hélicoïdal est disposé entre l'extrémité supérieure de chacune des pastilles de combustible et un bouchon d'extrémité supérieure, le ressort hélicoïdal étant prévu afin de maintenir la position des pastilles de combustible au moment du transport ou du transfert de l'assemblage combustible. Une longueur d'une région où le ressort hélicoïdal est disposé (la région de plenum de gaz supérieure), dans sa direction axiale, est de l'ordre de 10 cm. Le ressort hélicoïdal a une fonction consistant à maintenir les pastilles de combustible au moment du transfert de combustible à température ambiante avant 5 l'irradiation de combustible. En contraste, avec les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, selon le présent mode de réalisation, la rondelle Belleville 8 réalisée en acier inoxydable est disposée dans la région de plenum de 10 gaz supérieure 5, comme décrit dans la partie précédente. Cela s'explique par le fait qu'il n'existe pas de besoin particulier pour la rondelle Belleville quand le réacteur à neutrons rapides est en fonctionnement, en se concentrant sur le rôle de la rondelle Belleville 8, qui est uniquement 15 utilisée pour maintenir la position des pastilles de combustible 10 au moment du transport ou du transfert des assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs. Ainsi, avec l'adoption d'une configuration grâce à laquelle une force de dilatation peut être appliquée 20 sur les pastilles de combustible 10 par l'agencement de la rondelle Belleville 8, on peut obtenir une réduction de longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale. Avec le présent mode de réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 25 direction axiale, est d'environ 2 cm. Comme décrit ci-dessus, plus la fraction de éléments structurels dans la région de plenum de petite, plus la réactivité cavitaire du réacteur rapides dans lequel les assemblages combustibles 1 5, dans sa volume des sodium est à neutrons et 1' sont 30 chargés, est petite. Par "pourcentage en volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium", on entend la fraction de volume des éléments structurels dans une région B entourée par une ligne de traits et pointillés représentée sur la figure 1, comme décrit dans la partie précédente, c'est-à- dire la fraction de région comprenant la bouchon d'extrémité 5 sodium 12. Par volume des éléments structurels dans une région de plenum de gaz supérieure 5, le supérieure 3 et la région de plenum de avec le présent mode de conséquent, réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 de la région de plenum de sodium 12, dans la direction axiale de la région de plenum de gaz supérieure 5, est réduite d'environ 10 cm dans le cas classique, à environ 2 10 cm (environ 1/5 de la longueur dans le passé, ou moins), réduisant ainsi la fraction de volume des éléments structurels. Ce faisant, la réactivité cavitaire est réduite, et même si l'on présume une défaillance de l'arrêt d'urgence, il est possible d'améliorer la sécurité au moment d'un 15 accident de perte de débit sans intervention des systèmes de protection (Perte de débit sans intervention des systèmes de protection : au moment de la ULOF - ULOF pour l'anglais « Unprotected Loss Of Flow ») accompagnant la défaillance de l'arrêt d'urgence. 20 Avec le présent mode de réalisation, la réactivité cavitaire peut être réduite en des éléments structurels dans En outre, étant donné que la réduisant la fraction de volume la région de plenum de sodium. réactivité cavitaire peut être réduite, la sécurité du réacteur à neutrons rapides peut être 25 améliorée même s'il se produit un événement, tel que la défaillance de l'arrêt d'urgence, et cetera. La figure 4 représente une vue en coupe longitudinale des assemblages combustibles destinés à être utilisés dans le 30 réacteur à neutrons rapides, selon un deuxième mode de réalisation de la présente invention et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel les assemblages combustibles sont chargés. Chacun des composants de la figure 4, identique à celui représenté sur les figures 1 et 2 respectivement, est désigné par un signe identique. Avec le premier mode de réalisation, les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1', identiques du point de vue de la forme, sont chacun chargés dans la région de combustible de coeur interne 22 du coeur de réacteur à neutrons rapides, et la région de combustible de coeur externe 23, respectivement. En contraste, le présent mode de réalisation diffère du premier mode de réalisation en ce qu'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 diffère, du point de vue de la forme, d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23. La répétition de la description dans le premier mode de réalisation est omise ci-après. Comme représenté sur la figure 4, avec l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 d'un coeur de réacteur à neutrons rapides 31, une pastille de couverture interne 32 composée d'uranium appauvri, utilisé en tant que combustible nucléaire, est disposée approximativement au-dessous du centre de la pluralité de pastilles de combustible 10 versées dans la gaine de barre de combustible 4 d'une barre de combustible 2a, dans la direction axiale de la pluralité de pastilles de combustible 10. Ce faisant, une région de combustible est divisée en une première région de combustible lla disposée au-dessus de la pastille de couverture interne 32 servant de limite, et en une seconde région de combustible lla' disposée au-dessous de la pastille de couverture interne 32. Le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lla', dans leur direction axiale, est plus court qu'une longueur de la région de combustible 11 selon le premier mode de réalisation, dans sa direction axiale. Une position dans laquelle la pastille de couverture interne 32 est disposée, est de préférence approximativement 5 au-dessous du centre de la pluralité de pastilles de combustible 10, dans leur direction axiale ; la position de la pastille de couverture interne 32 n'est cependant pas nécessairement limitée à cette position, et la pastille de couverture interne 32 peut être disposée approximativement au 10 centre, dans la direction axiale, de la pluralité de pastilles de combustible 10. En outre, comme représenté sur la figure 4, un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23 du coeur de réacteur à 15 neutrons rapides 31 a une région de combustible llb plus longue du point de vue de la longueur que la région de combustible 11 selon le premier mode de réalisation. C'est-à-dire que l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb loge des barres de combustible 2b, dont chacune 20 comprend un plus grand nombre de pastilles de combustible 10 à verser dans la gaine de barre de combustible 4, par rapport à la barre de combustible 2 selon le premier mode de réalisation. La figure 5 représente une vue en coupe longitudinale du 25 coeur de réacteur à neutrons rapides 31 dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides la et lb respectifs, représentés sur la figure 4, sont chargés, illustrant une plage du centre du coeur au bord périphérique externe. Sur la figure 5, on présente un demi-coeur de réacteur 30 symétrique par rapport à un axe central On du coeur de réacteur à neutrons rapides 31. Comme représenté sur la figure 5, la pastille de couverture interne 32 composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, est prévue entre la première région de combustible lia et la seconde région de combustible lia', dans la barre de combustible 2a, illustrée à la figure 7, logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31. Une longueur de la première région de combustible 11a, dans sa direction axiale (031), est plus longue qu'une longueur de la seconde région de combustible lia', dans sa direction axiale. Le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lia', dans leur direction axiale, est plus court qu'une longueur de la barre de combustible 2 logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 selon le premier mode de réalisation, dans la direction axiale de la région de combustible 11. En outre, une longueur de la barre de combustible 2b logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23, dans la direction axiale de la région de combustible 11b, est plus longue que le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lia', dans leur direction axiale. La région de combustible de coeur interne 22 du coeur de réacteur à neutrons rapides 31, représentée sur la figure 5, comprend une région dans laquelle le matériau fissile, tel que le Pu, et cetera, n'est pas contenu (la pastille de couverture interne 32), disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible de coeur interne 22, dans sa direction axiale, de sorte qu'une sortie de la région de combustible de coeur interne 22 est faible, et que, par conséquent, la densité de flux de neutrons à proximité de l'extrémité supérieure de la première région de combustible lia contenant du Pu et cetera, est élevée. Par conséquent, en supposant que l'ébullition du sodium liquide en tant que réfrigérant, ait lieu, le nombre de neutrons fuyant par les pastilles de combustible 10 dans la première région de combustible 11a vers la région de plenum de sodium 12 augmente, de sorte que la réactivité cavitaire peut être davantage réduite par rapport au coeur de réacteur à neutrons rapides 21 selon le premier mode de réalisation, représenté sur la figure 3. La figure 6 est une vue représentant une relation entre la longueur de la région de plénum de gaz supérieure et la réactivité cavitaire du sodium. La figure 6 est une vue représentant l'évaluation analytique de l'effet de réduction dans la réactivité cavitaire, selon le présent mode de réalisation. Un procédé d'analyse utilisé lors de l'évaluation est le suivant. En général, une réaction nucléaire dans un réacteur atomique est commandée par l'équation de transport de Boltzmann commandant les comportements respectifs des neutrons dans l'espace et les régions énergétiques respectives. Dans le calcul du coeur d'un réacteur à neutrons rapides normal, l'équation de transport décrite ci-dessus est souvent réalisée à l'aide d'un code d'analyse selon une équation de diffusion de neutrons basée sur l'approximation de diffusion, moyennant quoi si l'équation de transport décrite ci-dessus est proportionnelle au gradient d'un écoulement de flux de neutrons (unité : le nombre de neutrons pour 1 cm2 pendant 1 sec), il en découle l'approximation. En outre, pour mener à bien le calcul de conception du réacteur à neutrons rapides au Japon, on utilise souvent un ensemble de données nucléaires du groupe 70 pour le réacteur à neutrons rapides, comprenant des groupes énergétiques de 70 pièces tels que discrétisés à l'aide de la répartition d'énergie du flux nucléaire de réacteur à neutrons rapides standard sur la base de la dernière bibliothèque JENDL - 4.0 mise à jour au Japon, parmi une bibliothèque transversale construite en systématisant des données, telles que les sections transversales de neutrons (unité : 1/cm2), et cetera en tant que probabilité de réaction entre le neutron et l'isotope de l'un quelconque des combustibles nucléaires, tels que le Pu, et cetera (239Pu, 240Pu, 238U, 237 Np, 241Am, et cetera), les matériaux structurels de réacteur atomique (Fe, et cetera) et un réfrigérant (23Na), et cetera. Une approche analytique dirigée vers le réacteur à neutrons rapides décrit dans la partie précédente a été vérifiée par l'installation expérimentale critique de réacteur à neutrons rapides hors du Japon ainsi qu'au Japon, et l'analyse expérimentale critique d'un véritable réacteur à neutrons rapides en fonctionnement.With the fast neutron reactor core 21 in which the respective fuel assemblies 1 and 1 ', having the sodium plenum region 12 according to the present embodiment, are charged, as described above, assuming that a flow rate liquid sodium as a refrigerant, falling in the case of a failure et cetera, which occurs on a pump, the temperature of the liquid sodium near the respective upper ends of the fuel rods 2 and 2 'increases to the highest degree. For this reason, the neutrons generated in fuel regions 11 and 11 ', respectively, are likely to leak upward due to a density drop in liquid sodium, as a refrigerant of the sodium plenum region 12 , or of a void occurrence, so that this has the effect of causing the substantial reduction of cavity reactivity. With a conventional fast neutron reactor, a region of gas plenum is provided below the fuel rods within a fuel assembly charged to a core, and this is the case with reactor fuel assemblies at the reactor. respective fast neutrons 1 and 1 ', according to the present embodiment. In addition, with each of the fuel rods, a helical spring is disposed between the upper end of each of the fuel pellets and an upper end plug, the coil spring being provided to maintain the position of the fuel pellets at the moment. transportation or transfer of the fuel assembly. A length of a region where the coil spring is disposed (the upper gas plenum region), in its axial direction, is of the order of 10 cm. The coil spring has a function of maintaining the fuel pellets at the time of fuel transfer at ambient temperature prior to fuel irradiation. In contrast, with the respective fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1 ', according to the present embodiment, the Belleville washer 8 made of stainless steel is disposed in the upper gas plenum region 5, as described in FIG. previous part. This is because there is no particular need for the Belleville washer when the fast neutron reactor is in operation, focusing on the role of the Belleville washer 8, which is solely used to maintain the position of the fuel pellets 10 at the time of transport or transfer of the respective fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1 '. Thus, with the adoption of a configuration by which an expansion force can be applied to the fuel pellets 10 by the arrangement of the Belleville washer 8, a reduction in the length of the plenum region can be achieved. upper gas 5 in its axial direction. With the present embodiment, the length of the upper axial gas plenum region is about 2 cm. As described above, the smaller the fraction of structural elements in the small plenum region, the faster the reactor reactivity of the fast reactor in which the fuel assemblies 15, in its volume of sodium is neutron and 1 'are charged, is small. By "volume percentage of the structural elements in the sodium plenum region" is meant the volume fraction of the structural elements in a region B surrounded by a dashed line of lines shown in Fig. 1, as described in the previous section. that is, the fraction of the region comprising the sodium end plug 12. By volume of the structural elements in a region of upper gas plenum 5, the upper 3 and the plenum region of the present mode. Therefore, realization, the length of the upper gas plenum region 5 of the sodium plenum region 12, in the axial direction of the upper gas plenum region 5, is reduced by about 10 cm in the conventional case. at about 2 cm (about 1/5 of the length in the past, or less), thereby reducing the volume fraction of the structural elements. In doing so, the cavity reactivity is reduced, and even assuming failure of the emergency stop, it is possible to improve the safety at the time of a loss of flow accident without intervention of the control systems. protection (Loss of flow without intervention of the protection systems: at the time of the ULOF - Unprotected Loss Of Flow) accompanying the failure of the emergency stop. With the present embodiment, the cavity reactivity can be reduced to structural elements in addition, since reducing the volume fraction to the sodium plenum region. Cavity reactivity can be reduced, the safety of the fast neutron reactor can be improved even if an event occurs, such as failure of the emergency stop, et cetera. FIG. 4 is a longitudinal sectional view of fuel assemblies for use in the fast neutron reactor, according to a second embodiment of the present invention and a cross-sectional view of a core of the fast neutron reactor in FIGS. which the fuel assemblies are loaded. Each of the components of Figure 4, identical to that shown in Figures 1 and 2 respectively, is designated by an identical sign. With the first embodiment, the shape-identical fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1 'are each charged into the inner core fuel region 22 of the fast neutron reactor core, and the outer core fuel region 23, respectively. In contrast, the present embodiment differs from the first embodiment in that a fast neutron reactor fuel assembly charged to the inner core fuel region 22 is formally different in nature. fast neutron reactor fuel assembly 1b charged into the outer core fuel region 23. The repetition of the description in the first embodiment is omitted hereinafter. As shown in FIG. 4, with the fast neutron reactor fuel assembly charged to the inner core fuel region 22 of a fast neutron reactor core 31, an inner cover pad 32 composed of depleted uranium , used as a nuclear fuel, is disposed approximately below the center of the plurality of fuel pellets 10 poured into the fuel rod sheath 4 of a fuel rod 2a, in the axial direction of the plurality of pellets In doing so, a fuel region is divided into a first fuel region 11a disposed above the inner cover pad 32 serving as a boundary, and a second fuel region 11a disposed beneath the inner cover patch 32. The total of the respective lengths of the first fuel region 11a, the inner cover patch 32 and the second The fuel ion 11a in their axial direction is shorter than a length of the fuel region 11 according to the first embodiment in its axial direction. A position in which the inner cover pad 32 is disposed, is preferably approximately below the center of the plurality of fuel pellets 10, in their axial direction; however, the position of the inner cover pad 32 is not necessarily limited to this position, and the inner cover pad 32 may be disposed approximately axially in the axial direction of the plurality of fuel pellets 10. furthermore, as shown in FIG. 4, a fast neutron reactor fuel assembly 1b charged in the outer core fuel region 23 of the fast neutron reactor core 31 has a longer fuel region 11b from the standpoint of the length as the fuel region 11 according to the first embodiment. That is, the fast neutron reactor fuel assembly 1b houses fuel rods 2b, each of which comprises a larger number of fuel pellets 10 to be poured into the fuel rod sheath 4, by relative to the fuel rod 2 according to the first embodiment. FIG. 5 is a longitudinal sectional view of the fast neutron reactor core 31 in which the fast neutron reactor fuel assemblies 1a and 1b respectively, shown in FIG. 4, are loaded, illustrating a range from the center of the core to the outer peripheral edge. FIG. 5 shows a reactor half-core 30 symmetrical with respect to a central axis On of the fast neutron reactor core 31. As shown in FIG. 5, the inner cover patch 32 composed of depleted uranium used as a nuclear fuel, is provided between the first fuel region 11a and the second fuel region 11a ', in the fuel rod 2a, illustrated in FIG. 7, housed in the fast neutron reactor fuel assembly in the fast neutron reactor core 31. A length of the first fuel region 11a, in its axial direction (031), is longer than a length of the second fuel region 11a, in its axial direction. The total of the respective lengths of the first fuel region 11a, the inner cover pad 32 and the second fuel region 11a, in their axial direction, is shorter than a length of the fuel rod 2 housed in the fast neutron reactor fuel assembly 1 charged in the fast neutron reactor core 21 according to the first embodiment, in the axial direction of the fuel region 11. In addition, a length of the fuel rod 2b housed in the fast neutron reactor fuel assembly 1b charged in the outer core fuel region 23, in the axial direction of the fuel region 11b, is longer than the total of the respective lengths of the first fuel region 11a, the inner cover pad 32 and the second fuel region 11a 'in their axial direction. The inner core fuel region 22 of the fast neutron reactor core 31, shown in FIG. 5, comprises a region in which the fissile material, such as Pu, et cetera, is not contained (the cover pellet). internal 32), disposed substantially below the center of the inner core fuel region 22, in its axial direction, so that an output of the inner core fuel region 22 is low, and that, therefore, the density of neutron flux near the upper end of the first fuel region 11a containing Pu and so on, is high. Therefore, assuming that the boiling of the liquid sodium as a coolant takes place, the number of neutrons leaking from the fuel pellets 10 in the first fuel region 11a to the sodium plenum region 12 increases, so that the cavity reactivity can be further reduced with respect to the fast neutron reactor core 21 according to the first embodiment, shown in Fig. 3. Fig. 6 is a view showing a relationship between the length of the gas plenum region. superior and cavity reactivity of sodium. Fig. 6 is a view showing the analytical evaluation of the reduction effect in cavity reactivity, according to the present embodiment. An analysis method used in the evaluation is as follows. In general, a nuclear reaction in an atomic reactor is controlled by the Boltzmann transport equation controlling the respective behaviors of neutrons in space and respective energy regions. In the calculation of the core of a normal fast neutron reactor, the transport equation described above is often carried out using an analysis code according to a neutron scattering equation based on the approximation of diffusion, whereby if the transport equation described above is proportional to the gradient of a neutron flux flow (unit: the number of neutrons per 1 cm 2 for 1 sec), the approximation results. In addition, in order to carry out the design calculation of the fast neutron reactor in Japan, a group 70 nuclear data set for the fast neutron reactor, including 70-piece energy groups as discretized at the reactor, is often used. using the energy distribution of the standard fast neutron reactor nuclear flux based on the latest updated JENDL-4.0 library in Japan, from a transverse library constructed by systematizing data, such as neutron cross-sections ( unit: 1 / cm2), et cetera as the probability of reaction between the neutron and the isotope of any of the nuclear fuels, such as Pu, et cetera (239Pu, 240Pu, 238U, 237 Np, 241Am, and so on), structural materials of atomic reactor (Fe, et cetera) and a refrigerant (23Na), et cetera. An analytical approach directed to the fast neutron reactor described in the previous section has been verified by the Critical Rapid Neutron Reactor Experimental Facility outside Japan and Japan, and the critical experimental analysis of a real reactor. fast neutrons in operation.
La répartition de flux nucléaire est trouvée en résolvant par voie numérique l'équation de diffusion de neutrons, moyennant quoi un système de coeur de réacteur, représenté sur les figures 4 et 5, respectivement, est spatialement discrétisé à l'aide de la méthode des différences finies à discrétiser, en les 70 groupes en réponse à l'ensemble des données nucléaires, après quoi une section transversale moyenne des surfaces respectives de nombreux nucléides isotopes composant le coeur de réacteur est trouvée à l'aide de la densité de nombre des nucléides respectifs, et le produit de la section transversale moyenne et du flux nucléaire, trouvé comme ci-dessus, sont intégrés en termes d'espace et d'énergie pour calculer ainsi un taux de réaction pour différentes réactions nucléaires. Sur la figure 6, une longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 du coeur de réacteur à neutrons rapides 31, dans sa direction axiale, est utilisée en tant que paramètre. En supposant qu'il existe un cas dans lequel le sodium liquide en tant que réfrigérant ne bout pas au moment du fonctionnement normal et un cas dans lequel le sodium liquide dans le tube d'enveloppe 7 a bouilli sur l'hypothèse qu'il se produit un cas d'accident de perte de débit sans intervention des systèmes de protection (ULOF), l'équation de diffusion de neutrons décrite ci-dessus est résolue dans les cas respectifs pour trouver un facteur de multiplication de neutrons effectif avant l'ébullition et le même après l'ébullition, calculant ainsi la réactivité cavitaire sur la base d'une différence entre eux. La longueur (cm) de la région de plénum de gaz supérieure 10 représentée sur l'axe horizontal indique une distance entre la surface supérieure de la pastille de combustible 10 la plus haute (l'extrémité supérieure de la première région de combustible 11a) et la face inférieure du bouchon d'extrémité supérieure 3, dans sa direction axiale. En outre, la 15 réactivité cavitaire du sodium représentée sur l'axe vertical indique la réactivité cavitaire du sodium (unité : $ (dollar)) dans le cas dans lequel le sodium liquide en tant que réfrigérant, à l'intérieur du tube d'enveloppe 7 a bouilli (vide inversé), le tube d'enveloppe 7 étant dans la région de 20 combustible du coeur de réacteur à neutrons rapides 31 selon le présent mode de réalisation, comprenant la pastille de couverture interne 32, (la région dans laquelle la première région de combustible 11a, la pastille de couverture interne 32 et la seconde région de combustible 11a' sont combinées 25 ensemble) et la région de plenum de sodium 12. On décrit maintenant ci-dessous l'unité ($) de la réactivité cavitaire du sodium. Le neutron généré en raison de la fission nucléaire comprend deux espèces, l'une étant un neutron instantané ayant une durée de vie de l'ordre de 10-4s 30 (seconde), et l'autre étant un neutron retardé ayant une durée de vie de plusieurs dizaines de secondes, en fonction d'un nucléide. En supposant qu'un réacteur atomique doté uniquement de neutrons instantanés devient critique, la réactivité sera de l'ordre de 10-4 s, c'est-à-dire qu'une sortie subit la fluctuation, de sorte que la commande de réactivité à l'aide d'un équipement mécanique, tel qu'une barre de commande 26, et cetera, sera difficile à exécuter. En réalité, il y a cependant des neutrons retardés, de sorte que si la variation de réactivité est inférieure à un rapport du nombre de neutrons retardés sur le nombre de neutrons au total (ceci est désigné sous le terme de fraction efficace de neutrons retardés, désignée par eff), la commande à l'aide de l'équipement mécanique est suffisamment atteinte. La variation de réactivité, correspondant juste à la fraction efficace de neutrons retardés (F3eff), est désignée comme étant de 1 dollar ($), adoptée comme étant l'échelle de réactivité. Au contraire, si la réactivité d'insertion dépasse 1,0 $ en raison du retrait erroné d'une barre de commande et cetera, ceci correspond au cas d'un réacteur nucléaire uniquement avec des neutrons instantanés, amenant ainsi le réacteur nucléaire à devenir supercritique, de sorte que la commande mécanique est incapable d'en tirer parti, et il se produit une possibilité que la rupture d'élément combustible et cetera se produise. Maintenant, à nouveau en référence à la figure 6, dans le cas dans lequel la longueur de la région de plenum de gaz supérieure classique, dans sa direction axiale, est d'environ 25 10 cm, comme décrit dans la partie précédente, la réactivité cavitaire du sodium sera d'environ 1,3 $. Avec l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la selon le présent mode de réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure, dans sa direction axiale, est cependant d'environ 30 2 cm, et la réactivité cavitaire du sodium sera d'environ 0,3 $. Par conséquent, la figure 6 représente que si l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la selon le présent mode de réalisation est chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31, on pourra réduire la réactivité cavitaire du sodium d'environ 1,0 $, par rapport au cas dans lequel on utilise l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides classique.The nuclear flux distribution is found by digitally solving the neutron scattering equation, whereby a reactor core system, shown in FIGS. 4 and 5, respectively, is spatially discretized using the method of the invention. finite differences to be discretized, in the 70 groups in response to all the nuclear data, after which an average cross-section of the respective surfaces of many isotopic nuclides composing the reactor core is found using the nuclide number density respective, and the product of the mean cross section and the nuclear flux, found as above, are integrated in terms of space and energy to thereby calculate a reaction rate for different nuclear reactions. In Fig. 6, a length of the upper gas plenum region 5 of the fast neutron reactor core 31, in its axial direction, is used as the parameter. Assuming that there is a case where the liquid sodium as a refrigerant does not boil at the time of normal operation and a case in which the liquid sodium in the casing tube 7 has boiled on the assumption that it is produces a case of loss of flow accident without intervention of protection systems (ULOF), the neutron scattering equation described above is solved in the respective cases to find an effective neutron multiplication factor before boiling and the same after boiling, thus calculating cavity reactivity on the basis of a difference between them. The length (cm) of the upper gas plenum region 10 shown on the horizontal axis indicates a distance between the upper surface of the highest fuel pellet 10 (the upper end of the first fuel region 11a) and the underside of the upper end cap 3, in its axial direction. In addition, the cavity cavitation of sodium shown on the vertical axis indicates the cavitational reactivity of sodium (unit: $ (dollar)) in the case where liquid sodium as a refrigerant, inside the tube of shell 7 is boiled (inverted vacuum), the casing tube 7 being in the fast neutron reactor core fuel region 31 according to the present embodiment, including the inner cover pad 32, (the region in which the first fuel region 11a, the inner cover pad 32 and the second fuel region 11a 'are combined together) and the sodium plenum region 12. The unit ($) of the reactivity is now described below. cavity of sodium. The neutron generated due to nuclear fission comprises two species, one being an instantaneous neutron having a lifetime of the order of 10-4s (sec), and the other being a delayed neutron having a duration of life of several tens of seconds, depending on a nuclide. Assuming that an atomic reactor with only instantaneous neutrons becomes critical, the reactivity will be of the order of 10-4 s, that is, an output undergoes fluctuation, so that the reactivity control using mechanical equipment, such as a control bar 26, et cetera, will be difficult to perform. In reality, however, there are delayed neutrons, so that if the variation in reactivity is less than a ratio of the number of delayed neutrons to the total number of neutrons (this is referred to as the delayed neutron effective fraction, designated by eff), the control using the mechanical equipment is sufficiently reached. The reactivity variation, corresponding to the effective fraction of delayed neutrons (F3eff), is designated as 1 dollar ($), adopted as the reactivity scale. On the contrary, if the insertion reactivity exceeds $ 1.0 due to the erroneous withdrawal of a control rod and so on, this corresponds to the case of a nuclear reactor only with instantaneous neutrons, thus causing the nuclear reactor to become supercritical, so that the mechanical control is unable to take advantage of it, and there is a possibility that the rupture of fuel element et cetera occurs. Now, again with reference to FIG. 6, in the case where the length of the conventional upper gas plenum region, in its axial direction, is about 10 cm, as described in the previous section, the reactivity Sodium cavity will be around $ 1.3. With the fast neutron reactor fuel assembly according to the present embodiment, the length of the upper gas plenum region, in its axial direction, is however about 2 cm, and the cavity reactivity of the sodium will be about $ 0.3. Therefore, Fig. 6 shows that if the fast neutron reactor fuel assembly according to the present embodiment is loaded into the fast neutron reactor core 31, the cavity cavitation of the sodium of about 1 can be reduced. $ 0, compared to the case in which the conventional fast neutron reactor fuel assembly is used.
Selon le présent mode de réalisation, la réactivité cavitaire du sodium peut être davantage réduite, par rapport au premier mode de réalisation. En outre, avec le présent mode de réalisation, la longueur totale de la barre de combustible 2a est raccourcie d'environ 8 cm (une partie coupée de la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale), par rapport au cas classique, comme décrit ci-dessus, permettant ainsi de gagner également un effet secondaire de réduction de perte de pression du coeur.According to the present embodiment, the cavity reactivity of sodium can be further reduced, compared to the first embodiment. In addition, with the present embodiment, the total length of the fuel rod 2a is shortened by about 8 cm (a cut portion of the length of the upper gas plenum region 5, in its axial direction), by compared to the conventional case, as described above, thus also gaining a side effect of reducing pressure loss of the heart.
La figure 7 représente une vue en coupe longitudinale d'une barre de combustible, en tant que composant d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, selon un troisième mode de réalisation de la présente invention. En contraste par rapport au premier mode de réalisation et au deuxième mode de réalisation, respectivement, lorsque la rondelle Belleville 8 est disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, le présent mode de réalisation diffère de ces modes de réalisation, en ce que la rondelle Belleville 8 n'est pas disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, et la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 est davantage raccourcie. Sur la figure 7, des composants respectifs identiques à ceux du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement, sont chacun désignés par un signe identique à celui utilisé dans les premier et deuxième modes de réalisation, respectivement. Avec plusieurs longueurs de barres de combustible 2a logées dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, la barre de combustible 2a ne comprend pas d'élément structurel disposé dans une partie d'une région de plénum de gaz supérieure 5, prise en sandwich entre la face inférieure d'un bouchon d'extrémité supérieure 3 et la surface supérieure de la pastille de combustible la plus haute 10 d'une région de combustible 11 (l'extrémité supérieure de la région de combustible 11), la région de plenum de gaz supérieure 5 étant un espace vide défini par une gaine de barre de combustible 4, comme représenté sur la figure 7.Fig. 7 is a longitudinal sectional view of a fuel rod as a component of a fast neutron reactor fuel assembly according to a third embodiment of the present invention. In contrast to the first embodiment and the second embodiment, respectively, when the Belleville washer 8 is disposed in the upper gas plenum region 5, the present embodiment differs from these embodiments in that the Belleville washer 8 is not disposed in the upper gas plenum region 5, and the length of the upper gas plenum region 5 is further shortened. In Fig. 7, respective components identical to those of the first embodiment and the second embodiment, respectively, are each designated by a sign identical to that used in the first and second embodiments, respectively. With several lengths of fuel rods 2a housed in the fast neutron reactor fuel assembly, the fuel rod 2a does not include a structural member disposed in a portion of a top gas plenum region 5, sandwiched. between the underside of an upper end plug 3 and the upper surface of the uppermost fuel pellet 10 of a fuel region 11 (the upper end of the fuel region 11), the plenum region upper gas 5 being an empty space defined by a fuel rod sheath 4, as shown in FIG. 7.
Avec le présent mode de réalisation, une longueur L de la région de plenum de gaz supérieure 5 est déterminée en prenant en considération une différence de coefficient de dilatation thermique entre la gaine de barre de combustible 4 réalisée à partir d'acier inoxydable et la pastille de combustible 10 contenant un combustible nucléaire tel que le Pu, et cetera. Plus spécifiquement, la dilatation thermique de la pastille de combustible 10 et la dilatation thermique de la gaine de barre de combustible 4 sont décrites ci-dessous. En supposant qu'une longueur de la région de combustible 20 11 formée par la pluralité de pastilles de combustible 10, dont chacune contient le combustible nucléaire, tel que le Pu, et cetera, est de 100 cm, à titre de taille normale, une quantité de dilatation thermique de la pastille de combustible 10 est donnée comme suit, si la dilatation thermique 25 attribuable à la variation de température par rapport à une température normale en passant par un état de puissance nominale est prise en considération : 10-5 (1 / K) x 100 (cm) x 1000 (K) = 1 cm, alors qu'une quantité de dilatation thermique de la gaine de barre de 30 combustible 4 est donnée comme suit : 1,75 x 10-5 (1 / K) x 100 (cm) x 450 (K) = 0,8 cm. Par conséquent, si la longueur L de la région de plenum de gaz supérieure 5 est de 0,2 cm, il sera possible d'absorber une différence de longueur d'allongement (quantité de dilatation thermique) accompagnant la dilatation thermique des pastilles de combustible 10 et la dilatation thermique de la gaine de barre de combustible 4, respectivement.With the present embodiment, a length L of the upper gas plenum region 5 is determined by taking into consideration a difference in coefficient of thermal expansion between the fuel rod sheath 4 made from stainless steel and the pellet. fuel 10 containing a nuclear fuel such as Pu, et cetera. More specifically, the thermal expansion of the fuel pellet 10 and the thermal expansion of the fuel rod sheath 4 are described below. Assuming that a length of the fuel region 11 formed by the plurality of fuel pellets 10, each of which contains the nuclear fuel, such as Pu, et cetera, is 100 cm, as a normal size, a amount of thermal expansion of the fuel pellet 10 is given as follows, if the thermal expansion attributable to the temperature variation from a normal temperature through a nominal power state is taken into consideration: 10-5 (1) / K) x 100 (cm) x 1000 (K) = 1 cm, while a thermal expansion amount of the fuel rod sheath 4 is given as follows: 1.75 x 10-5 (1 / K ) x 100 (cm) x 450 (K) = 0.8 cm. Therefore, if the length L of the upper gas plenum region 5 is 0.2 cm, it will be possible to absorb a difference in length of elongation (amount of thermal expansion) accompanying the thermal expansion of the fuel pellets. 10 and the thermal expansion of the fuel rod sheath 4, respectively.
En outre, si une longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 entre la surface supérieure et la pastille de combustible 10 la plus haute (l'extrémité supérieure de la première région de combustible 11a) et le bouchon terminal supérieur 3, dans sa direction axiale, est de l'ordre de 0,2 cm, une course de mouvement sera limitée à 0,2 cm même dans le cas dans lequel il se produit un évènement moyennant quoi une pastille de combustible 10 se déplace temporairement vers la face inférieure du bouchon terminal supérieur 3 pour venir en contact avec ce dernier, à l'intérieur de la gaine de barre de combustible 4, au moment du transfert ou du transport de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides logeant la pluralité de longueurs des barres de combustible 2a logées à l'intérieur d'un tube d'enveloppe 7. Par conséquent, même si une pastille de combustible 10 entre en collision contre le bouchon terminal supérieur 3, on conserve l'équilibre de la pastille de combustible 10. Par conséquent, avec le premier mode de réalisation, on a adopté une configuration dans laquelle la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale, est raccourcie d'environ 2 cm à environ 0,2 cm (1/10) par rapport au cas du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement, et aucun élément structurel n'est disposé dans la région de plenum de gaz supérieure 5. Ce faisant, une fraction de volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium peut être davantage réduite. Selon le présent mode de réalisation, le pourcentage en volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium peut être davantage réduit, par rapport au cas du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement et la réactivité cavitaire peut être davantage réduite.Furthermore, if a length of the upper gas plenum region 5 between the upper surface and the highest fuel pellet 10 (the upper end of the first fuel region 11a) and the upper end cap 3, in its axial direction, is of the order of 0.2 cm, a movement stroke will be limited to 0.2 cm even in the case in which there occurs an event whereby a fuel pellet 10 temporarily moves to the underside the upper end cap 3 to come into contact with the latter, inside the fuel rod sheath 4, at the time of transfer or transport of the fast neutron reactor fuel assembly housing the plurality of lengths of the bars 2a fuel housed inside an envelope tube 7. Therefore, even if a fuel pellet 10 collides against the upper end cap 3, the balance of the fuel is maintained. Thus, with the first embodiment, a configuration is adopted in which the length of the upper gas plenum region 5, in its axial direction, is shortened from about 2 cm to about 0, 2 cm (1/10) with respect to the case of the first embodiment and the second embodiment, respectively, and no structural element is disposed in the upper gas plenum region 5. In doing so, a volume fraction structural elements in the sodium plenum region can be further reduced. According to the present embodiment, the volume percentage of the structural elements in the sodium plenum region can be further reduced, compared with the case of the first embodiment and the second embodiment, respectively, and the cavity reactivity can be more scaled down.
En outre, il est possible de réaliser un coeur de réacteur à neutrons rapides capable de réduire la réactivité cavitaire par l'application de la barre de combustible 2a selon le présent mode de réalisation, sur les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs qui sont chargés dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 représenté sur la figure 2 ou les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides la et lb respectifs qui sont chargés dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31 représenté sur la figure 4.In addition, it is possible to make a fast neutron reactor core capable of reducing cavity reactivity by applying fuel rod 2a according to the present embodiment to fast neutron reactor fuel assemblies 1 and 1. respective ones which are charged to the fast neutron reactor core 21 shown in Fig. 2 or the fast neutron reactor fuel assemblies 1a and 1b respectively which are charged to the fast neutron reactor core 31 shown in Fig. 4.
Encore en outre, avec le premier mode de réalisation et le deuxième mode de réalisation, on a adopté une configuration dans laquelle la rondelle Belleville 8 réalisée à partir d'acier inoxydable est disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, cependant, à la place de cette configuration, on peut utiliser un ressort en volute, de la laine d'acier, et cetera, pourvu qu'une fonction similaire soit réalisée. Il faut comprendre que l'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation respectifs décrits dans la partie précédente et que des variantes peuvent y être apportées sans pour autant s'écarter de la portée de l'invention. Par exemple, ces modes de réalisation sont décrits à des fins illustratives uniquement, pour rendre la description plus compréhensive, mais l'invention peut ne pas être nécessairement limitée aux modes de réalisation ayant une configuration complète, telle que décrite. En outre, une partie de la configuration d'un certain mode de réalisation peut être remplacée par la configuration d'un autre mode de réalisation, et la configuration d'un autre mode de réalisation peut être ajoutée à la configuration d'un certain mode de réalisation. En outre, l'ajout, la suppression, le remplacement, à l'aide d'une autre configuration, peuvent être appliqués sur une partie de la configuration pour les modes de réalisation respectifs.Still further, with the first embodiment and the second embodiment, a configuration is adopted in which the Belleville washer 8 made from stainless steel is disposed in the upper gas plenum region 5, however, the place of this configuration, one can use a volute spring, steel wool, et cetera, provided that a similar function is carried out. It should be understood that the invention is not limited to the respective embodiments described in the previous part and that variations can be made without departing from the scope of the invention. For example, these embodiments are described for illustrative purposes only, to make the description more comprehensive, but the invention may not be necessarily limited to embodiments having a complete configuration, as described. In addition, part of the configuration of one embodiment may be replaced by the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment may be added to the configuration of a certain mode. of realization. In addition, the addition, deletion, replacement, using another configuration, may be applied to a portion of the configuration for the respective embodiments.
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