FR3054715A1 - Reacteur nucleaire et procede de transfert de chaleur d'un coeur - Google Patents
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Abstract
Un dispositif nucléaire, comprenant : un caloduc (3) ; un premier combustible (15) positionné autour d'une surface latérale du caloduc parallèlement à un axe central du caloduc, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration ; un deuxième combustible (16) positionné sur un côté externe du premier combustible et contenant de la matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration ; et un cœur (32) comportant une pluralité de caloducs agencés parallèlement à chaque axe central dans le premier combustible ou dans le premier combustible et le deuxième combustible.
Description
Titulaire(s) : KABUSHIKI KAISHA TOSHIBA.
Demande(s) d’extension
Mandataire(s) : CABINET FEDIT LORIOT.
p4) REACTEUR NUCLEAIRE ET PROCEDE DE TRANSFERT DE CHALEUR D'UN COEUR.
FR 3 054 715 - A1
16/) Un dispositif nucléaire, comprenant: un caloduc (3); un premier combustible (15) positionné autour d'une surface latérale du caloduc parallèlement à un axe central du caloduc, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration; un deuxième combustible (16) positionné sur un côté externe du premier combustible et contenant de la matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration; et un coeur (32) comportant une pluralité de caloducs agencés parallèlement à chaque axe central dans le premier combustible ou dans le premier combustible et le deuxième combustible.
REACTEUR NUCLEAIRE ET PROCEDE DE TRANSFERT DE CHALEUR D’UN CŒUR
Dans le domaine de l’invention, des modes de réalisation se rapportent à un petit réacteur nucléaire utilisé, par exemple, dans l'espace, sur la Lune et dans des régions polaires de la terre.
Dans la technique antérieure, des petits réacteurs nucléaires produisent plus d'énergie par unité de poids que d'autres types de réacteurs nucléaires. Les petits réacteurs ont, par exemple, été utilisés comme sources d'énergie dans l'espace. Les petits réacteurs nucléaires comportent des caloducs qui transmettent de la chaleur produite dans le cœur du réacteur vers d'autres parties dans le réacteur. Les caloducs transmettent une grande quantité de la chaleur par volume unitaire et ne nécessitent pas de composants mobiles. Les caloducs avec une telle structure simple ont permis d'assurer la simplification des petits réacteurs nucléaires. Les caloducs sans composants mobiles n'induisent pas les problèmes liés aux composants mobiles. De tels caloducs ont permis d'améliorer la fiabilité des petits réacteurs nucléaires. Dans de petits réacteurs nucléaires, une pluralité de caloducs avec un faible diamètre peuvent être positionnés dans les cœurs.
En résumé, les présents modes de réalisation décrivent un réacteur nucléaire comportant un caloduc, un premier combustible positionné autour d'une surface latérale du caloduc parallèlement à un axe central du caloduc, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration, un deuxième combustible positionné sur une face externe du premier combustible et
-2contenant une matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration et un cœur comportant une pluralité de caloducs agencés parallèlement à chaque axe central dans le premier combustible ou dans le premier combustible et le deuxième combustible.
De préférence, une concentration de la matière fissile dans une première zone est supérieure à celle dans une deuxième zone et une chaleur transférée aux caloducs à partir de la deuxième zone est inférieure à la chaleur transférée aux caloducs à partir de la première zone.
De préférence, la première zone contient plus de caloducs que la deuxième zone par unité de surface sur une coupe transversale du cœur perpendiculairement à l'axe central du caloduc.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une première couche qui comporte la pluralité de caloducs parallèles à leurs axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; un premier conducteur de chaleur le long d'une surface latérale de la première couche et parallèle à l'axe central, la conductivité thermique du premier conducteur de chaleur étant supérieure à celle du deuxième combustible.
De préférence, le premier conducteur de chaleur contient du béryllium.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; et un deuxième conducteur de chaleur positionné dans le deuxième combustible.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; et un conducteur de chaleur reliant deux couches en recouvrement, dans lequel une première extrémité du conducteur de chaleur est plus proche du caloduc qu'une deuxième extrémité.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une première couche qui
-3comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; une deuxième couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre et recouvrant la première couche ; dans lequel un caloduc de la deuxième couche est positionné entre deux caloducs à proximité l'un de l'autre dans la première couche.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une couche métallique entre le caloduc et le premier combustible, comportant un métal, dans lequel une température du point de fusion du métal est supérieure à une température avant une opération de démarrage du réacteur nucléaire et n'est pas supérieure à une température de fonctionnement du réacteur nucléaire.
De préférence, le cœur comporte une pluralité de cylindres agencés de manière concentrique, dans lequel chacun des cylindres est réalisé en une couche comportant la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le premier combustible et le deuxième combustible autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre.
De préférence, la teneur de la matière fissile dans le cœur diffère le long de l'axe du caloduc.
De préférence, le cœur est divisé en sections multiples dans la direction de l'axe central du cœur, dans lequel une concentration de la matière fissile dans chaque section est ajustée en fonction d'une position de la section.
De préférence, un point produisant une chaleur maximum dans une couche ne recouvre pas un point produisant une chaleur maximum dans une couche adjacente suivante.
De préférence, la teneur de la matière fissile dans le cœur diffère dans une direction radiale sur une coupe transversale du cœur perpendiculairement à l'axe central du caloduc.
Le réacteur nucléaire peut, en outre, comprendre : une barre de commande agencée sur un axe central du cœur, dans lequel la teneur de la matière fissile dans
-4la partie centrale du cœur, à proximité d'une surface latérale du cœur parallèlement à un axe central du cœur, et celle à proximité d'un point milieu d'une longueur du cœur parallèlement à l'axe central, sont inférieures à celles d'autres parties dans le cœur.
La présente invention se rapporte, en outre, à un procédé de transfert de chaleur depuis l'intérieur d'un cœur d'un réacteur nucléaire vers l'extérieur du cœur, comprenant : le transfert d'une chaleur produite dans un premier combustible vers un caloduc positionné dans le premier combustible, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration ; le transfert d'une chaleur produite dans un deuxième combustible positionné sur un côté externe du premier combustible dans le caloduc par le premier combustible, le deuxième combustible contenant la matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration ; et le transfert de la chaleur produite dans le premier combustible et le deuxième combustible à l'extérieur du cœur.
Une brève description des dessins va ensuite être donnée. Une appréciation plus complète de modes de réalisation et de nombreux de leurs avantages propres va être facilement acquise lorsque ceux-ci seront mieux compris en se référant à la description détaillée suivante considérée en relation avec les dessins annexés, parmi lesquels :
la figure 1 est une vue schématique d'un générateur d'énergie nucléaire d'un premier mode de réalisation ;
la figure 2 est une vue schématique d'un caloduc du premier mode de réalisation ;
la figure 3 est une vue schématique représentant un agencement de combustibles nucléaires décrit dans le premier mode de réalisation ;
la figure 4 est une vue schématique représentant un agencement de combustibles nucléaires sur un cœur dans un mode de réalisation ;
la figure 5 est une vue schématique représentant des premiers conducteurs de chaleur dans un mode de réalisation ;
la figure 6 est une vue schématique représentant des deuxièmes conducteurs
-5de chaleur et troisièmes conducteurs de chaleur dans un mode de réalisation ;
la figure 7 est une vue en coupe transversale schématique d'un réacteur nucléaire dans un mode de réalisation ;
la figure 8 est une vue agrandie en coupe transversale schématique d'un réacteur nucléaire dans un mode de réalisation ;
la figure 9 est une vue en coupe transversale schématique d'un réacteur nucléaire dans un mode de réalisation, représentant un agencement de combustibles nucléaires dans un réacteur nucléaire ;
la figure 10 est une vue schématique représentant la concentration en matière fissile dans un premier combustible de chaque section dans un mode de réalisation ;
la figure 11 est une vue schématique représentant la concentration en matière fissile dans un deuxième combustible de chaque section dans un mode de réalisation ;
la figure 12 est une vue schématique représentant la quantité d'énergie produite par le premier combustible dans chaque section dans un mode de réalisation ;
la figure 13 est une vue schématique représentant la quantité d'énergie produite par le deuxième combustible dans chaque section dans un mode de réalisation ;
la figure 14 est une vue schématique représentant la quantité d'énergie produite par le premier combustible dans chaque section en supposant que la teneur du premier combustible dans chaque section est égale dans un mode de réalisation ;
la figure 15 est une vue schématique représentant la quantité d'énergie produite par le deuxième combustible dans chaque section en supposant que la teneur du deuxième combustible dans chaque section est égale dans un mode de réalisation ;
la figure 16 est un algorithme d'un procédé de transfert thermique à partir de l'intérieur d'un cœur d'un réacteur nucléaire vers l'extérieur du cœur dans un mode de réalisation.
-6Une description détaillée de modes de réalisation préférés va maintenant être donnée ci-après en se référant aux dessins. Une vue générale d'un petit réacteur nucléaire est décrite en se référant aux figures 1 et 2. Le petit réacteur nucléaire 1 montré sur la figure 1 est un petit réacteur nucléaire utilisé en tant que générateur d'énergie, par exemple, dans l'espace, sur la Lune, sur Mars, dans des régions polaires sur la terre, etc...
Dans un petit réacteur nucléaire, la température la plus élevée acceptable dans un cœur est prédéterminée sur la base d'une résistance à la chaleur de la structure du réacteur. Par exemple, dans un petit réacteur nucléaire comportant un hydrure métallique, la température la plus élevée acceptable dans un cœur est inférieure à la température de dissociation de l'hydrogène afin d'empêcher la dissociation de l'hydrogène. La chaleur produite à proximité des caloducs est transférée facilement aux caloducs et contribue à l'énergie produite par le réacteur. D'autre part, la chaleur produite relativement loin des caloducs est plus difficile à transférer aux caloducs et contribue moins à l'énergie produite par le réacteur. En résultat, la température au plus loin des caloducs dans le cœur est supérieure à celle au niveau des autres parties du cœur à proximité des caloducs. Pour maintenir la température au niveau de parties éloignées des caloducs à une valeur inférieure à la température prédéterminée, la température du cœur dans son ensemble doit être réduite. Cela signifie que l'énergie délivrée par le réacteur a été limitée afin de maintenir la température au plus loin du caloduc à une valeur plus froide que la température prédéterminée.
Dans le dispositif à base de petit réacteur nucléaire 1 décrit dans ce mode de réalisation, une élévation de la température locale est empêchée et l'énergie produite par le réacteur est augmentée.
Comme cela est montré sur la figure 1, le dispositif à base de petit réacteur nucléaire 1 comporte un réacteur nucléaire 2 contenant du combustible nucléaire, une pluralité de caloducs 3 transférant la chaleur produite par fission du combustible nucléaire dans le réacteur nucléaire 2 vers l'extérieur du réacteur nucléaire 2, un blindage 4 bloquant les radiations depuis l'intérieur du réacteur nucléaire 2, une section de production d'énergie 5 convertissant la chaleur
- 7transmise à travers les caloducs 3 en électricité et une pluralité de radiateurs 6 dissipant la chaleur restante de la section de production d'énergie 5.
Dans un dispositif à base de petit réacteur nucléaire 1 destiné à être utilisé dans l'espace, le blindage 4 peut être agencé entre le réacteur nucléaire 2 et la section de production d'énergie 5, et ainsi, les radiations du réacteur nucléaire 2 n'atteignent aucun composant derrière le blindage 4 à partir du réacteur nucléaire
2. L'agencement du blindage 4 n'est pas juste limité entre le réacteur nucléaire 2 et la section de production d'énergie 5. Dans un dispositif à base de petit réacteur nucléaire 1 destiné à être utilisé sur terre, le blindage 4 peut, en variante, couvrir la totalité de la circonférence du réacteur nucléaire 2.
Le nucléaire réacteur 2 comporte, en outre, par exemple, un conteneur 7 recouvrant le combustible nucléaire et les caloducs 3, et un modérateur (non montré) assurant la décélération des neutrons et une barre de commande commandant la réaction de fission. Le conteneur 7 peut comporter un réflecteur à neutrons réfléchissant les neutrons émis par le combustible nucléaire. Une structure comportant du combustible nucléaire, les caloducs 3, le modérateur, la barre de commande et le conteneur 7 peut être appelée un cœur 32. Les caloducs
3, en tant que mécanisme d'élimination de chaleur, sont contenus dans le cœur 32. La fonction du cœur 32 est identique à celle du réacteur 2. Une forme du réacteur nucléaire 2 et du cœur 32 n'est pas limitée à un cylindre. Dans certains modes de réalisation, la forme du réacteur nucléaire 2 et du cœur 32 est, par exemple, cylindrique, rectangulaire ou conique. Le cœur 32 comporte une pluralité de caloducs 3 agencés parallèlement à chaque axe central du combustible contenant de la matière fissile.
La section de production d'énergie 5 comporte des éléments de conversion thermoélectriques destinés à convertir la chaleur transmise à travers les caloducs 3 en électricité. Les éléments de conversion thermoélectriques produisent de l'électricité par les différences de température se produisant à l'intérieur.
La section de production d'énergie 5 n'est pas limitée à produire de l'électricité avec des éléments de conversion thermoélectriques. La section de production d'énergie 5 peut convertir la chaleur en électricité avec, par exemple,
-8des turbines ou un moteur Stirling. Dans ce cas, des turbines tournent avec la vapeur produite par la chaleur à partir des caloducs 3 et produisent de l'électricité. Le moteur Stirling est entraîné par une variation d'un volume de gaz scellé dans le moteur Stirling et produit de l'électricité.
Comme cela est montré sur la figure 2, montrant l'un des caloducs 3, un fluide caloporteur transfère de la chaleur dans le caloduc 3. Le caloduc 3 comporte une enveloppe de caloduc 8 réalisée à base de matériaux présentant une conductivité thermique élevée, un liquide volatil en tant que fluide caloporteur étant scellé dans l'enveloppe de caloduc 8, un espace libre 9 et une mèche 10 formant une structure capillaire dans la partie intérieure de l'enveloppe de caloduc 8. Le fluide caloporteur vaporisé se déplace dans l'espace libre 9. L'enveloppe de caloduc 8 et la mèche 10 peuvent, par exemple, être réalisées en aluminium et cuivre. Le fluide caloporteur est, par exemple, un substitut fluorocarboné.
L'extrémité du caloduc 3 est une section à haute température 11 qui est destinée à être chauffée depuis l'extérieur, et l'autre extrémité du caloduc 3 est une section à basse température 12 qui est destinée à être refroidie à partir de l'extérieur. Le cycle d'évaporation au niveau de la section à haute température 11 (absorption de chaleur latente) et de condensation au niveau de la section à basse température 12 (libération de chaleur latente) du fluide caloporteur assure le transfert de chaleur dans le caloduc 3.
La suite est un exemple de ce cycle dans le caloduc 3. Le fluide caloporteur est chauffé dans la section à haute température 11. Le fluide caloporteur absorbe de la chaleur et s'évapore en gaz 13. Le gaz 13 se déplace vers la section à basse température 12 à travers l'espace libre 9. Le gaz 13 est refroidi dans la section à basse température 12. Le gaz 13 libère de la chaleur et se condense en liquide 14. Le liquide 14 au niveau de la section à basse température 12 se déplace vers la section à haute température 11 à travers la mèche 10 par action capillaire. Ce cycle est exécuté même s'il n'existe pas de différence de hauteur entre la section à haute température 11 et la section à basse température 12 ou même si le caloduc est dans un état à gravité nulle ou à faible gravité. Par exemple, dans l'espace, la chaleur est transférée à partir de la section à haute température 11 vers la section à
-9basse température 12 dans le caloduc 3 du fait d'un tel cycle d'évaporation et de condensation du fluide caloporteur et du déplacement du gaz 13 et du liquide 14.
Les sections à haute température 11 de la pluralité de caloducs 3 sont insérées dans le cœur 32. Les sections à basse température 12 des caloducs 3 s'étendent linéairement à partir du cœur 32 dans le réacteur 2 pour terminer dans la section de production d'énergie 5. La section de production d'énergie 5 convertit la chaleur en électricité, et la chaleur produite dans le cœur 32 est transférée vers la section de production d'énergie 5 à travers les caloducs 3.
Le réacteur 2 est décrit de manière plus détaillée en se référant à la figure 3. Les mêmes configurations que celles déjà décrites sont affectées des mêmes références numériques, omettant ainsi une description redondante.
La figure 3 est une vue agrandie en coupe transversale d'une cellule 20 du cœur 32 perpendiculairement à l'axe central du caloduc 3. Une direction parallèle à l'axe central du caloduc 3 est appelée la troisième direction. Sur la figure 3, les structures internes du caloduc 3 sont omises de la représentation. Pour faciliter la compréhension, certaines hachures peuvent être omises sur chaque vue en coupe. Le combustible 15 et le combustible 16 sont agencés autour du caloduc 3. Le combustible 15 et le combustible 16 contiennent de la matière fissile provoquant une réaction de fission et une matière non de fission (ou fertile) ne provoquant pas de réaction de fission. La matière fissile est, par exemple, de l'Uranium 235 (U 235). La matière non de fission est, par exemple, de l'Uranium 238 (U 238). La matière fissile n'est pas limitée à l'U 235. Dans certains modes de réalisation, la matière fissile peut être de TU233, du Pu239, du Pu241, de l'Am 242, du Cm 243 et du Cm 245. Dans certains modes de réalisation, la matière non de fission peut être de FU233, du Pu239, du Pu241, l'Am 242, le Cm 243 et le Cm 245. Les combustibles 15 et 16 peuvent contenir différents types de matériaux en tant que matière de base, par exemple, du métal, de l'oxyde, du nitrure, du carbure, du chlorure, et du fluorure.
Du combustible avec une forte concentration en matière fissile produit une quantité de chaleur élevée par unité de volume par une réaction de fission. Le combustible 15 contient de la matière fissile à une première concentration. Le
-10combustible 16 contient de la matière fissile à une deuxième concentration. La première concentration est supérieure à la deuxième concentration. Ci-dessous, le combustible 15 est appelé le premier combustible 15, et le combustible 16 est appelé le deuxième combustible 16.
Selon la figure 3, le premier combustible 15 est positionné autour d'une surface latérale du caloduc 3 parallèlement à l'axe central du caloduc 3. Le deuxième combustible 16 est positionné plus loin du caloduc 3 que le premier combustible 15. Par exemple, le deuxième combustible 16 est positionné sur une face externe du premier combustible 15. Sur la figure 3, le deuxième combustible 16 est autour du premier combustible 15. Dans le cœur 32, une première zone et une deuxième zone comportent respectivement le premier combustible 15 et le deuxième combustible 16 sur la figure 3. La concentration de la matière fissile dans la première zone est supérieure à celle dans la deuxième zone. La chaleur produite dans la première zone est plus facilement transférée par les caloducs 3 que la chaleur produite dans la deuxième zone. Dans le cœur 32 les caloducs 3 sont agencés suivant des intervalles réguliers.
La forme du premier combustible 15 peut être celle d'un cylindre avec un caloduc 3 en tant qu'axe central. La forme du deuxième combustible 16 peut être rectangulaire, le premier combustible 15 étant inséré à l'intérieur. Une paire du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16 forme la cellule de 20. Le cœur 32 est formé par une pluralité de cellules 20 agencées parallèlement au caloduc 3. Sur une vue en coupe transversale du cœur 32 perpendiculairement à l'axe central du cœur 32, les limites des cellules 20 forment une grille.
La forme du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16 n'est pas limitée à une forme cylindrique ou rectangulaire. Dans certains modes de réalisation, le premier combustible 15 et le deuxième combustible 16 peuvent être formés en cercle, de manière oblongue, triangulaire, rectangulaire ou hexagonale sur une vue en coupe transversale du cœur 32 perpendiculairement à l'axe central du cœur 32.
La forme du caloduc 3 n'est pas limitée à un tube circulaire. La forme en section transversale du caloduc 3 perpendiculairement à son axe central n'est pas
- il limitée à un cercle. Dans certains modes de réalisation, la forme en coupe transversale du caloduc 3 perpendiculairement à son axe central peut, par exemple, être ovale, triangulaire, quadrangulaire, ou hexagonale. Chaque caloduc de la pluralité des caloducs 3 n'est pas limité à une forme unique. Dans certains modes de réalisation, le diamètre de chaque caloduc 3 peut être différent. Dans un premier caloduc 3, il peut exister des parties avec différents diamètres.
Pendant la phase critique, le premier combustible 15 produit de la chaleur avec une densité d'énergie supérieure à celle du deuxième combustible 16. Ceci est dû au fait que la concentration de la matière fissile du premier combustible 15 est supérieure à celle du deuxième combustible 16. La formule (1) est la relation entre l'épaisseur d'un conducteur de chaleur en forme de plaque et la chaleur conduite par un conducteur de chaleur, λ représente la conductivité thermique du conducteur de chaleur. A représente la section conductrice de chaleur. ΔΤ représente la différence de température dans le conducteur. 1 représente l'épaisseur du conducteur de chaleur, q est la chaleur conduite par le conducteur de chaleur. Selon la formule (1), ΔΤ et 1 sont inversement proportionnels. En réduisant 1, plus de chaleur peut être transférée même si ΔΤ est limité.
(1) λΑ&Τ
Sur la figure 3, l'épaisseur du combustible autour du caloduc 3 dans la direction perpendiculaire à l'axe central est 1 de l'équation (1). La chaleur produite dans le combustible va être plus fortement transférée vers le caloduc 3, dans le sens de l'épaisseur, une température plus loin du caloduc 3 étant supérieure à la température plus près du caloduc 3. Une telle différence de température dans le sens de l'épaisseur est ΔΤ.
Selon la figure 3, le premier combustible 15 est agencé plus près autour du caloduc 3. Cela signifie que la valeur 1 du premier combustible 15 est limitée à une valeur plus faible dans le cœur 32. Par exemple, considérons les deux cas où
-12l'épaisseur du premier combustible 15 est 1 ou Γ, dans lesquels Γ est supérieur à 1. Lorsque le premier combustible 15 compris entre 1 et Γ transfère la même quantité de chaleur vers les caloducs 3, ΔΤ du premier combustible 15 inférieur à 1 est inférieur à ΔΤ du premier combustible 15 inférieur à Γ. Ainsi, la différence de température à l'intérieur du cœur 32 est supprimée.
Comme cela a été décrit précédemment, le deuxième combustible 16 produit moins de chaleur que le premier combustible 15. Ainsi, l'utilisation du deuxième combustible 16 avec une concentration inférieure en matière fissile agencé autour du premier combustible 15 empêche localement une augmentation de température même si la chaleur produite dans le deuxième combustible 16 n'est pas facilement transférée vers les caloducs 3. De plus, le deuxième combustible 16 autour du premier combustible 15 maintient la valeur ΔΤ dans le premier combustible 15.
En d'autres termes, le premier combustible 15 autour des caloducs 3 et le deuxième combustible 16 autour du premier combustible 15 empêchent que la température au plus loin des caloducs 3 dans le cœur 32 devienne plus élevée que dans d'autres parties du cœur 32. De plus, ceci a pour résultat que le cœur produit plus d'énergie avec une différence de température plus faible dans le cœur 32.
L'épaisseur du premier combustible 15 est, de préférence, comprise dans une plage appropriée obtenue par des expérimentations préliminaires. Par exemple, lorsque 1 est plus faible que la longueur de la plage appropriée, la distance du milieu du deuxième combustible 16 aux caloducs 3 augmente. Alors la chaleur au milieu du deuxième combustible 16 est moins susceptible d'être transférée au caloduc 3 et la température au milieu du deuxième combustible 16 augmente. En résultat, la différence de température à l'intérieur du cœur 32 peut augmenter.
Le premier combustible 15 est agencé sous la forme d'un cylindre autour du caloduc 3 dans le mode de réalisation montré. Entre le premier combustible 15 et le caloduc 3, un jeu ou interstice 23 est présent. Le jeu ou interstice 23 peut être sous une forme de cylindre autour du caloduc 3. C'est-à-dire que le diamètre interne du premier combustible cylindrique 15 peut être supérieur au diamètre externe du caloduc 3.
- 13 Au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire 2, le volume du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16 se dilatent par comparaison à leur volume avant le fonctionnement du réacteur nucléaire 2. Le jeu 23 empêche le cœur 32 d'éclater compte tenu de la dilatation du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16.
Avant le début de fonctionnement du réacteur nucléaire 2, le caloduc 3 est recouvert d'une feuille métallique 24. La feuille métallique 24 est réalisée en métal qui fond à la température de fonctionnement du réacteur nucléaire 2. Par exemple la feuille métallique 24 est réalisée en gallium, sodium, lithium, plomb, bismuth et alliages. La feuille métallique 24 peut comporter une simple couche métallique ou des couches métalliques multiples.
Lorsque la couche métallique 24 fond à une certaine température au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire 2, la couche métallique fondue 24 remplit le jeu ou interstice 23. La couche métallique fondue 24 améliore l'efficacité de conduction thermique du premier combustible 15 vers le caloduc 3. Au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire 2, la couche métallique 24 est liquide et souple dans le jeu ou interstice 23. Le jeu ou interstice 23 et la couche métallique 24 empêchent le cœur 32 d'éclater du fait de la dilatation des combustibles 15, 16.
La couche métallique 24 n'est pas limitée à être située entre le premier combustible 15 et le caloduc 3. Dans certains modes de réalisation, la couche métallique 24 peut être agencée entre le premier combustible 15 et le deuxième combustible 16. La couche métallique 24 peut être agencée sur d'autres parties dans le cœur 32.
La couche métallique 24 est solide au cours de la fabrication et avant le début de fonctionnement du réacteur nucléaire 2. Ainsi, la couche métallique 24 peut facilement recouvrir le caloduc 3. La charge de la couche métallique 24 peut être ajustée en modifiant le nombre d'enroulements de la feuille métallique autour du caloduc 3. Après le début du fonctionnement du réacteur nucléaire 2, la couche métallique 24 devient liquide dans le jeu ou interstice 23.
La couche métallique 24 n'est pas limitée à une feuille métallique avant le
- 14début de fonctionnement du réacteur nucléaire 2. Avant le fonctionnement du réacteur nucléaire 2, la couche métallique 24 peut être composée de particules métalliques ou de poudre métallique remplissant le jeu ou interstice 23.
Un réacteur nucléaire modifié 2 est décrit en se référant à la figure 4. On peut noter que les mêmes configurations que celles décrites précédemment sont affectées des mêmes références numériques, omettant ainsi une description redondante.
La figure 4 est une coupe transversale agrandie du cœur 32 perpendiculairement aux caloducs 3. Sur la coupe transversale agrandie du cœur 32, une première zone 25 et une deuxième zone 26 sont agencées. Il existe plus de caloducs 3 par unité de surface dans la première zone 25 que dans la deuxième zone 26. La deuxième zone 26 est agencée autour de la première zone en coupe transversale du cœur 32, perpendiculairement aux caloducs 3.
La chaleur transmise dans les caloducs 3 par unité de surface dans la première zone 25 est supérieure à celle par unité de surface dans la deuxième zone 26, du fait de la différence du nombre de caloducs 3 entre la première zone 25 et la deuxième zone 26. Dans la deuxième zone 26, il peut ne pas y avoir de caloduc 3.
L'ensemble des caloducs 3 présente la même forme et le même diamètre. Une distance entre deux caloducs adjacents 3 dans la première zone 25 est inférieure à celle dans la deuxième zone 26. Ainsi, la chaleur à transférer par les caloducs 3 par unité de surface dans la deuxième zone 26 est inférieure à celle par unité de surface dans la première zone 25. Le transfert de la chaleur produite dans la deuxième zone 26 est ainsi plus faible par les caloducs 3 que dans la première zone 25.
Comme sur la figure 3, la première zone 25 comporte le premier combustible 15 contenant de la matière fissile à une première concentration et le deuxième combustible 16 contenant de la matière fissile à une deuxième concentration. La deuxième concentration est inférieure à la première concentration. La distance entre le premier combustible 15 et un caloduc 3 est inférieure à celle entre le deuxième combustible 16 et le caloduc 3. Par exemple,
-15le premier combustible 15 est positionné autour d'une surface latérale du caloduc 3 parallèlement à un axe central du caloduc 3 et le deuxième combustible 16 est positionné sur un côté externe du premier combustible 15. Sur la figure 4, le deuxième combustible 16 est agencé autour du premier combustible 15.
La deuxième zone 26 comporte le troisième combustible 17 contenant de la matière fissile à une troisième concentration et un quatrième combustible 18 contenant de la matière fissile à une quatrième concentration. La distance entre le troisième combustible 17 et un caloduc 3 est inférieure à celle entre le quatrième combustible 18 et le caloduc 3. Par exemple, le troisième combustible 17 est positionné autour d'une surface latérale du caloduc 3 parallèlement à un axe central du caloduc et le quatrième combustible 18 est positionné sur un côté externe du troisième combustible 17. Sur la figure 4, le quatrième combustible 18 est agencé autour du troisième combustible 17.
La concentration de la matière fissile dans la première zone 25 est différente de celle dans la deuxième zone 26.
La deuxième concentration est inférieure à la première concentration. La troisième concentration est inférieure à la deuxième concentration. La quatrième concentration est inférieure à la troisième concentration. Ainsi, la concentration en matière fissile par unité de surface dans la deuxième zone 26 est inférieure à celle de la première zone 27(ou 25). Ainsi, une élévation de la température dans la deuxième zone 26 est supprimée, même si la chaleur transférée dans les caloducs 3 par unité de surface dans la deuxième zone 26 est inférieure à celle par unité de surface dans la première zone 25.
La concentration en matière fissile du premier combustible 15 ou du deuxième combustible 16 peut être identique à la concentration en matière fissile du troisième combustible 17 ou du deuxième combustible 16. Par exemple, la concentration en matière fissile du deuxième combustible 16 peut être identique à celle du troisième combustible 17. La concentration en matière fissile du premier combustible 15 peut être identique à celle du troisième combustible 17 lorsque la concentration en matière fissile du quatrième combustible 18 est inférieure à celle du deuxième combustible 16. La concentration en matière fissile du deuxième
-16combustible 16 peut être identique à celle du quatrième combustible 18 lorsque la concentration en matière fissile du troisième combustible 17 est inférieure à celle du premier combustible 15.
Le premier combustible 15 est d'une forme cylindrique entourant le caloduc 3. Le premier combustible 15 enveloppe le caloduc 3. L'axe central du premier combustible 15 est parallèle à celui du caloduc 3. Le deuxième combustible 16 est un prisme quadrangulaire entourant le premier combustible 15. Le deuxième combustible 16 est agencé autour du premier combustible 15. L'axe central du deuxième combustible 16 est parallèle à celui du premier combustible 15. Le troisième combustible 17 est d'une forme cylindrique entourant le caloduc 3. Le troisième combustible 17 enveloppe le caloduc 3. L'axe central du troisième combustible 17 est parallèle à celui du caloduc 3. Le quatrième combustible 18 est un prisme quadrangulaire entourant le troisième combustible 17. Le quatrième combustible 18 est agencé autour du troisième combustible 17. L'axe central du quatrième combustible 18 est parallèle à celui du troisième combustible 17.
Les premières cellules 21 comportent une paire du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16. Les deuxièmes cellules 22 comportent une paire d'un troisième combustible 17 et d'un quatrième combustible 18. Sur une coupe transversale du cœur 32 perpendiculairement à son axe central, une section des deuxièmes cellules 22 est supérieure à celle des premières cellules 21. Par exemple, sur la figure 4, les dimensions verticale et horizontale des deuxièmes cellules 22 sont respectivement égales au double de celle des premières cellules 21.
Les quatre premières cellules 21 sont positionnées autour d'une barre de commande 19, chaque cellule faisant face à la barre de commande 19. La barre de commande 19 est à la même position que l'axe central du cœur 32. Afin de commander la réaction de fission, l'extraction et l'insertion de la barre de commande 19 sont commandées. La première zone 25 réalisée à partir des quatre premières cellules 21 est une zone d'importance supérieure. La barre de commande 19 agencée dans la première zone 15 en tant que zone d'importance supérieure améliore l'efficacité d'absorption des neutrons par la barre de
- 17commande 19. Cela signifie que moins de barres commande permettent de commander la puissance du réacteur nucléaire 2.
L'extraction et l'insertion de la barre de commande 19 peuvent être commandées par des mécanismes d'entraînement de barre de commande. La barre de commande 19 n'est pas limitée à une barre. Par exemple, la barre de commande 19 peut être en un matériau qui se dilate avec une élévation de température. La barre de commande 19 oscille dans le cœur 32 par dilatation et absorbe des neutrons.
Un mode de réalisation d'un réacteur nucléaire modifié 2 est décrit en se référant à la figure 5 suivante. On peut noter que les mêmes configurations que celles décrites ci-dessus sont affectées des mêmes références numériques, omettant ainsi une description redondante.
La figure 5 est une vue en coupe transversale agrandie du réacteur nucléaire
2. Cette vue en coupe transversale est perpendiculaire à la direction parallèle à l'axe central du caloduc 3. Le premier combustible 15 contient de la matière fissile à une première concentration. Le deuxième combustible 16 contient de la matière fissile à une deuxième concentration. Le premier combustible 15 est positionné autour d'une surface latérale du caloduc 3 parallèlement à l'axe central du caloduc
3. Le deuxième combustible 16 est positionné plus loin du caloduc 3 que le premier combustible 15.
Une couche 31 comporte une pluralité de caloducs 3 en parallèle à leurs axes centraux. La direction suivant laquelle les caloducs 3 sont alignés parallèlement est définie comme la première direction. La couche 31 comporte le premier combustible 15 autour du caloduc 3. La couche 31 comporte aussi le deuxième combustible 16 autour du premier combustible 15 autour de chacun des caloducs 3 à proximité les uns des autres dans la couche 31. Une épaisseur du deuxième combustible 16, perpendiculairement à la première direction et à la troisième direction, est identique au diamètre externe du premier combustible 15 ou légèrement supérieure au diamètre externe du premier combustible 15.
Le premier conducteur de chaleur 27 est agencé le long d'une surface latérale de la couche 31 et parallèlement à la troisième direction. La conductivité
-18thermique du premier conducteur de chaleur 27 est supérieure à celle du deuxième combustible 16. La première couche 31 est comprise entre les deux premiers conducteurs de chaleur 27. La première couche 31 est, par exemple, à base de béryllium.
Dans le deuxième combustible 16, la plupart de la chaleur produite à proximité du premier combustible 15 est susceptible d'être transférée au caloduc 3. Dans le deuxième combustible 16, la plupart de la chaleur produite plus loin par rapport au premier combustible 15 est plus difficile à transférer au caloduc 3. Cela signifie que la chaleur au milieu du deuxième combustible 16 est difficile à transférer. La partie centrale du deuxième combustible 16 est ainsi désignée une zone à faible conductivité 28.
Les premiers conducteurs de chaleur 27 sont agencés afin de transférer de la chaleur dans la zone à faible conductivité 28 au plus près du premier combustible 15. En d'autre terme, la chaleur produite dans le deuxième combustible 16 est transférée au premier combustible 15 au moyen des premiers conducteurs de chaleur 27. De plus, la chaleur dans le premier combustible 15 est transférée vers le caloduc 3. Ainsi, une augmentation de la température dans le deuxième combustible 16 est supprimée. Le premier conducteur de chaleur 27 fonctionne comme un élément de dérivation en transférant la chaleur du deuxième combustible 16 au premier combustible 15.
Le premier conducteur de chaleur 27 réalisé en béryllium présente une conductivité thermique élevée et augmente les neutrons rayonnés à partir du combustible 15, 16 afin de faciliter la réaction de fission. Le béryllium contenu dans le premier conducteur de chaleur 27 augmente les neutrons par une réaction (n, 2n) et améliore la criticité du combustible 15, 16. Le matériau contenu dans le premier conducteur de chaleur 27 n'est pas limité au béryllium. Par exemple, le matériau peut être du cuivre, un liquide ou un autre solide.
Un mode de réalisation d'un réacteur nucléaire modifié 2 est décrit en se référant à la figure 6 suivante. On peut noter que les mêmes configurations que celles décrites ci-dessus sont affectées des mêmes références numériques, omettant ainsi une description redondante.
- 19La figure 6 est une vue en coupe transversale agrandie du réacteur nucléaire 2. Cette vue en coupe transversale est perpendiculaire à la troisième direction. Le premier combustible 15 contient de la matière fissile à une première concentration. Le deuxième combustible 16 contient de la matière fissile à une deuxième concentration. Le premier combustible 15 est positionné autour d'une surface latérale des caloducs 3 parallèlement à un axe central des caloducs 3. Le deuxième combustible 16 est positionné plus loin par rapport aux caloducs 3 que le premier combustible 15.
La première couche 41 et la deuxième couche 42 comportent une pluralité de caloducs 3 respectivement parallèles à leurs axes centraux. Chaque couche 41, 42 comporte le premier combustible 15 autour d'un caloduc 3. Chaque couche 41, 42 comporte aussi le deuxième combustible 16 autour du premier combustible 15 autour de chacun des caloducs 3 à proximité les uns des autres dans la couche 41, 42. L'épaisseur du deuxième combustible 16, perpendiculairement à la première direction et à la troisième direction, est identique au diamètre externe du premier combustible 15 ou légèrement supérieure au diamètre externe du premier combustible 15. La deuxième couche 42 est empilée sur la première couche 41 dans la direction perpendiculaire à la première direction et à la troisième direction.
Le caloduc 3 de la deuxième couche 42 est disposé entre deux caloducs 3 à proximité les uns des autres dans la première couche 41. Selon cet ordre, comme on le voit suivant la deuxième direction, le recouvrement des caloducs 3 dans les couches proches l'une de l'autre est empêché. Ainsi, une augmentation de température locale du cœur 32 est supprimée.
Les couches 41, 42 sont intercalées respectivement entre les deux premiers conducteurs de chaleur 27. Le premier conducteur de chaleur 27 est sous une forme de plaque. La conductivité thermique du premier conducteur de chaleur 27 est supérieure à celle du deuxième combustible 16. Un modérateur 43 est agencé entre la première couche 41 et la deuxième couche 42, les couches 41 et 42 sont intercalées entre les premiers conducteurs de chaleur 27. Le modérateur 43 est, par exemple, réalisé à base d'un hydrure métallique solide. Par exemple, le modérateur 43 comporte de l'hydrure de calcium, de l'hydrure de zirconium, de
-20l'hydrure de lanthane, de l'hydrure de praséodyme ou du graphite.
Sur la figure 6, le premier conducteur de chaleur 27 réalisé en béryllium est agencé plus près des combustibles 15, 16 que le modérateur 43. Ainsi, les neutrons atteignent le premier conducteur de chaleur 27 sans passer à travers le modérateur 43. Le premier conducteur de chaleur 27 augmente les neutrons par une réaction (n, 2n) sans aucune influence de la décélération provoquée par le modérateur 43.
Un deuxième conducteur de chaleur 44 est agencé dans le deuxième combustible 16 dans les couches 41, 42 et parallèle à la première direction. Le deuxième conducteur de chaleur 44 est agencé entre deux caloducs 3 dans une couche. Un troisième conducteur de chaleur 45 relie deux couches en recouvrement qui sont dans la première couche 41 et la deuxième couche 42. Une extrémité du troisième conducteur de chaleur 45 est plus proche du caloduc 3 que l'autre extrémité. En d'autres termes, le troisième conducteur de chaleur 45 relie le deuxième combustible 16 le plus près du caloduc 3 dans la première couche 41 et la zone à faible conductivité 28 dans la deuxième couche 42. L'autre troisième conducteur de chaleur 45 relie le deuxième combustible 16 le plus près du caloduc 3 dans la deuxième couche 42 et la zone à faible conductivité 28 dans la première couche 41. Le troisième conducteur de chaleur 45 est parallèle à la deuxième direction.
Les conducteurs de chaleur 44, 45 sont sous forme de plaque ou de barre. La conductivité thermique des conducteurs de chaleur 44, 45 est supérieure à celle du deuxième combustible 16. La conductivité thermique des conducteurs de chaleur 44, 45 peut être identique ou supérieure à celle du premier conducteur de chaleur 27. Les conducteurs de chaleur 44, 45 sont réalisés en matériaux avec une conductivité thermique élevée tels que du béryllium ou du cuivre. Les conducteurs de chaleur 44, 45 peuvent être liquides ou solides.
Les conducteurs de chaleur 44, 45 transfèrent la chaleur produite dans la zone à faible conductivité 28 au plus près du premier combustible 15. Les conducteurs de chaleur 44, 45 transfèrent la chaleur produite au plus loin du caloduc 3 au plus près du premier combustible 15. Ainsi, une augmentation de
-21 température provoquée par la chaleur produite dans la zone à faible conductivité est supprimée.
La chaleur 29 produite dans le deuxième combustible 16 est transférée au premier combustible 15 à travers le premier conducteur de chaleur 27. La chaleur est transférée vers le caloduc 3 à travers le premier combustible 15. Ainsi, une élévation de température dans le deuxième combustible 16 est supprimée.
Un mode de réalisation d'un réacteur nucléaire modifié 2 est décrit en se référant aux figures 7 à 16 suivantes. On peut noter que les mêmes configurations que celles décrites ci-dessus sont affectées des mêmes références numériques, omettant ainsi une description redondante.
Le réacteur nucléaire 2 et le cœur 32 sont chacun cylindrique. Le cœur 32 comporte une pluralité de caloducs 3 parallèle à l'axe central du cœur 32. Chacun des caloducs 3 présente une structure identique. La figure 7 est une vue en coupe transversale d'un réacteur nucléaire, perpendiculairement à la troisième direction.
Comme cela est montré sur la figure 8, les couches 51, 52, 53, 54 sont des cylindres agencés de manière concentrique qui comportent les caloducs 3 et les premiers combustibles 15.
La troisième couche 53 est à l'intérieur de la quatrième couche 54. La deuxième couche 52 est à l'intérieur de la troisième couche 53. La première couche 51 est à l'intérieur de la deuxième couche 52. Les couches 51, 52, 53, 54 sont chacune sous une forme cylindrique. Cet agencement des couches 51 à 54 améliore l'efficacité du transfert de chaleur. Cet agencement des couches 51 à 54 contribue aussi à la miniaturisation du réacteur nucléaire 2.
La figure 8 est une vue en coupe transversale d'un quartier de réacteur nucléaire 2, perpendiculairement à la troisième direction. La barre de commande 19 est agencée sur l'axe central du cœur 32. Les couches 51, 52, 53, 54 sont agencées en couches multiples de forme cylindrique concentriquement autour de la barre de commande 19. La barre de commande 19 est agencée de manière adjacente à la première couche 51.
Dans chacune des couches 51, 52, 53, 54, les mêmes nombres de caloducs 3 sont agencés à intervalles réguliers. Ainsi, le nombre de caloducs 3 par unité de
-22surface diminue avec la distance par rapport au centre du cœur 32, de telle sorte que le nombre de caloducs 3 par unité de surface de la première couche 51 est le plus élevé dans le cœur 32. Le nombre de caloducs 3 par unité de surface de la quatrième couche 54 est le plus faible dans le cœur 32.
La première couche 51 est définie comme une première zone. La deuxième couche 52 est définie comme une deuxième zone. La troisième couche 53 est définie comme une troisième zone. La quatrième couche 54 est définie comme une quatrième zone. La chaleur transférée vers les caloducs 3 par unité de surface dans la première zone est supérieure à celle de la deuxième zone. La chaleur transférée vers les caloducs 3 par unité de surface dans la deuxième zone est supérieure à celle de la troisième zone. La chaleur transférée vers les caloducs 3 par unité de surface dans la troisième zone est supérieure à celle de la quatrième zone.
La troisième zone tend à présenter la température la plus élevée. Dans la troisième zone, la chaleur transférée vers les caloducs 3 par unité de surface est inférieure à celle d'autres zones. Excepté quelquefois, la chaleur transférée vers les caloducs 3 par unité de surface dans la quatrième zone est inférieure à celle de la troisième zone. Toutefois, la température dans la quatrième zone est inférieure à la celle dans la troisième zone du fait qu'il n'y a pas de combustible à l'extérieur de la quatrième couche 54.
Les modérateurs 43 sont agencés entre la première couche 51 et la deuxième couche 52, entre la deuxième couche 52 et la troisième couche 53 et entre la troisième 53 et la quatrième couche 54. Un réflecteur de neutron 55 est sur la quatrième couche 54. Le réflecteur de neutron 55 contient du béryllium. Le réflecteur de neutron 55 réfléchit des neutrons à partir du combustible vers le centre du cœur 32.
Comme cela est montré sur la figure 9, montrant une partie autour d'un caloduc 3 sur les figures 7 et 8, le premier combustible 15 est disposé autour d'une surface latérale du caloduc 3 parallèlement à un axe central du caloduc 3. Le deuxième combustible 16 est disposé à l'extérieur du premier combustible 15, plus loin du caloduc 3 que le premier combustible 15. Le premier combustible 15
-23 contient de la matière fissile à une première concentration. Le deuxième combustible 16 contient de la matière fissile à une deuxième concentration. La première concentration est supérieure à la deuxième concentration.
Une première direction est une direction circonférentielle de chacune des couches 51, 52, 53, 54. Le deuxième combustible 16 est agencé le long de la première direction entre les premiers combustibles respectifs 15 à proximité l'un de l'autre dans les couches 51, 52, 53, 54. Un premier conducteur de chaleur 27 respectif entre respectivement en contact avec les surfaces latérales des couches 51, 52, 53, 54 parallèlement à un axe central d'un caloduc 3 respectif. Chaque premier conducteur de chaleur 27 entre en contact avec un premier combustible 15 et un deuxième combustible 16. La surface de contact du premier combustible 15 et du premier conducteur de chaleur 27 est courbe. La surface de contact est ainsi supérieure à celle lorsque la surface de contact est plane. La surface de contact supérieure améliore la conduction thermique entre le premier conducteur de chaleur 27 et le premier combustible 15.
Le modérateur 43 est disposé le long du premier conducteur de chaleur 27.
L'épaisseur du premier conducteur de chaleur 27 est plus faible que celle du modérateur 43. Les neutrons provenant des combustibles 15, 16 peuvent passer à travers le premier conducteur de chaleur 27. Le premier conducteur de chaleur 27 plus près des combustibles 15, 16 tend à augmenter le nombre de neutrons du fait de la réflexion. Les neutrons produits dans une couche sont ralentis par le modérateur 43 et une réaction de fission est susceptible de se produire jusqu'au moment où un neutron atteint une autre couche.
Les neutrons frappent le premier combustible 15 de manière efficace dans le cœur 32, dans lequel les couches 51, 52, 53, 54 sont agencées sous la forme de couches concentriques multiples de forme cylindrique. Comme cela est montré sur la figure 8, les neutrons 56 à partir de la première couche 51 peuvent frapper le premier combustible 15 dans la deuxième couche 52. De plus, les neutrons 56 à partir de la deuxième couche 52 peuvent frapper le premier combustible 15 dans la troisième couche 53, ou peuvent frapper le premier combustible 15 dans la quatrième couche 54.
-24La concentration en matière fissile du combustible dans une couche n'est pas limitée à être identique. La concentration en matière fissile peut être différente dans la troisième direction. Par exemple, les premier et deuxième combustibles 15, 16 dans chacune des couches 51, 52, 53, 54 peuvent présenter une pluralité de sections 57 divisées suivant la troisième direction. Dans chacune des sections 57, la concentration dans les combustibles 15, 16 peut être ajustée de manière appropriée.
Les figures 10 et 11 montrent comment les concentrations de matière fissile dans les premier et deuxième combustibles 15, 16 peuvent varier dans différentes sections 57 suivant la direction de la hauteur ou troisième direction dans chacune des différentes couches 51, 52, 53, 54.
La concentration en matière fissile dans le premier combustible 15 de chacune des sections 57 est décrite sur la figure 10. L'axe Z sur la figure 10 est la troisième direction ou direction de la hauteur. L'axe R sur la figure 10 est la deuxième direction. Le premier combustible 15 est positionné dans chaque section 57.
Selon la figure 10, chaque concentration en matière fissile du premier combustible 15 dans les sections 57 est de 20 % ou de 8 %. Dans les couches 51, 52 et 54, la concentration en matière fissile du premier combustible 15 dans chaque section 57 est de 20 %. Dans la troisième couche 53, la concentration en matière fissile du premier combustible 15 est de 20% ou de 8 %. Dans la troisième couche 53, la chaleur transférée vers le caloduc 3 par unité de surface est différente dans la troisième direction. La chaleur transférée au caloduc 3 par unité de surface au milieu du cœur 32 peut être inférieure à celle dans les autres parties. La chaleur transférée vers le caloduc 3 par unité de surface dans la troisième couche 53 peut être inférieure à celle dans les autres parties.
La concentration en matière fissile dans le premier combustible 15 du centre du cœur 32 dans la troisième direction, les parties grisées sur la figure 10, peut être plus faible que dans les autres parties. Du fait de cette position du matériau, la différence sur la température dans le cœur 32 peut mieux être supprimée.
La concentration du premier combustible 15 dans la première couche 51, la
-25deuxième couche 52, la troisième couche 53 et la quatrième couche 54 est respectivement de Lll, L12, L13 et L14. La concentration moyenne du premier combustible 15 peut alors être de L11 = L12 = L14 > L13, ou L11 > L12 > L14 > L13, ou Lll > L12 > L14 > L13, ou Lll > L12 > L13 > L14.
La concentration en matière fissile dans le deuxième combustible 16 de chacune des sections 57 est décrite sur la figure IL L'axe Z de la figure 10 est la troisième direction ou direction de la hauteur. L'axe R sur la figure 10 est la deuxième direction. Le deuxième combustible 16 est positionné dans chaque section 57.
Comme cela est montré sur la figure 11, chaque concentration en matière fissile dans le deuxième combustible 16 sur les sections 57 est de 20%, 15 %, 8 %, 5 % ou 3 %. La chaleur transférée vers le caloduc 3 dans le cœur 32 diffère dans la deuxième direction et la troisième direction. Par exemple, la chaleur transférée vers le caloduc 3 au milieu de la troisième direction dans le cœur 32 est inférieure à celle des autres parties. En particulier la chaleur transférée vers le caloduc 3 dans la troisième couche 53 est inférieure à celle des autres parties.
La concentration en matière fissile dans le deuxième combustible 16 du centre du cœur 32 dans la troisième direction, les parties grisées sur la figure 11, peut être inférieure à celles des autres parties. Du fait de cette position du matériau, la différence de la température dans le cœur 32 peut mieux être supprimée.
La concentration en matière fissile du deuxième combustible 16 sur la première couche 51, la deuxième couche 52, la troisième couche 53 et la quatrième couche 54 est respectivement de L21, L22, L23 et L24. La concentration moyenne du premier combustible 15 peut alors être de L21 > L22 = L24 > L13, ou L21 > L22 > L24 > L23, ou L21 > L22 > L24 > L23, ou L21 > L22 > L23 > L24.
La concentration en matière fissile moyenne du premier combustible 15 et du deuxième combustible 16 dans les couches 51, 52, 53 et 54 sont décrites respectivement comme la première concentration moyenne, la deuxième concentration moyenne, la troisième concentration moyenne et la quatrième
-26concentration moyenne. La concentration moyenne dans chaque couche n'est pas limitée à être identique à celles des autres couches. Par exemple, la deuxième concentration moyenne peut être inférieure à la première concentration moyenne, la quatrième concentration moyenne peut être inférieure à la deuxième concentration moyenne et la troisième concentration moyenne peut être inférieure à la quatrième concentration moyenne.
La concentration en matière fissile dans les combustibles 15 et 16 est définie suivant la troisième direction et la deuxième direction. Du fait de cette position du combustible, la différence de température dans le cœur 32 peut mieux être supprimée.
La chaleur produite par unité de temps dans chaque section 57 est décrite en se référant aux figures 12 et 13. L'unité de chaque valeur numérique est le W/cm3. La figure 12 indique la chaleur produite dans le premier combustible 15 dans chaque section 57. La figure 12 correspond à la figure 10. La figure 13 indique la chaleur produite dans le deuxième combustible 16 dans chaque section 57. La figure 13 correspond à la figure 11.
La figure 14 indique la chaleur produite dans le premier combustible 15 dans chaque section 57 lorsque la concentration en matière fissile dans le premier combustible 15 dans chaque section 57 est identique à celle des autres sections 57. Comme cela est montré sur la figure 14, la concentration en matière fissile dans le premier combustible 15 dans chaque section 57 est de 20 %. La figure 15 indique la chaleur produite dans le premier combustible 16 dans chaque section 57 lorsque la concentration en matière fissile dans le premier combustible 16 dans chaque section 57 est identique à celle des autres sections 57. Comme cela est montré sur la figure 15, la concentration en matière fissile dans le premier combustible 16 dans chaque section 57 est de 15 %.
Comme cela est montré sur les figures 14 et 15, la chaleur au milieu suivant la troisième direction dans chaque couche 51 à 54, les parties grisées sur les figures 14 et 15, est plus élevée que dans les autres parties. En particulier, la chaleur produite au centre du cœur 32 dans la troisième direction et la deuxième direction est la plus élevée dans le cœur 32. La distribution de chaleur du cœur 32
-27est une distribution en cosinus centrée sur le centre du cœur 32. Ainsi, la température au centre du cœur 32 est bien supérieure à celle dans les autres parties.
Comme cela est montré sur la figure 12, la section 57 produisant le plus de chaleur dans la deuxième couche 52 ne recouvre pas la section 57 produisant le plus de chaleur dans la troisième couche 53 suivant la deuxième direction. La section 57 produisant le plus de chaleur dans la troisième couche 53 ne recouvre pas la section 57 produisant le plus de chaleur dans la quatrième couche 54 suivant la deuxième direction. Ces agencements empêchent l'augmentation des différences de température locales dans le cœur 32.
Comme cela est montré sur la figure 13, la section 57 produisant le plus de chaleur dans la première couche 51 ne recouvre pas la section 57 produisant le plus de chaleur dans la deuxième couche 52 suivant la deuxième direction. La section 57 produisant le plus de chaleur dans la deuxième couche 52 ne recouvre pas la section 57 produisant le plus de chaleur dans la troisième couche 53 suivant la deuxième direction. La section 57 produisant le plus de chaleur dans la troisième couche 53 ne recouvre pas la section 57 produisant le plus de chaleur dans la quatrième couche 54 suivant la deuxième direction. Ces agencements empêchent l'augmentation des différences de température locales dans le cœur 32.
Un procédé de transfert de chaleur depuis l'intérieur du cœur 32 vers l'extérieur du cœur 32 est décrit ci-dessous. La figure 16 est un algorithme du procédé. Sur l'algorithme, par exemple, l'étape 11 est désignée par SI 1.
En premier, le premier combustible 15 produit de la chaleur en Sll. La chaleur produite dans le premier combustible 15 est transférée aux caloducs 3 directement en S12 en tant que première opération de transfert.
Le deuxième combustible 16 produit de la chaleur en S13. La chaleur produite dans le deuxième combustible 16 est transférée vers le premier combustible 15 en S14. La chaleur produite dans le deuxième combustible 16 est transférée au caloduc 3 à travers le premier combustible 15 en SI5 en tant que deuxième opération de transfert.
La chaleur transférée au caloduc 3 est transférée à la section de production
-28d'énergie 5 en S16 en tant qu'opération de transfert. La section de production d'énergie 5 produit de l'énergie électrique à partir de chaleur issue du caloduc 3 en S17. L'excès de chaleur après SI7 est transféré au radiateur 6 de manière à être éliminée dans l'atmosphère en S18.
Bien que certains modes de réalisation aient été décrits, ces modes de réalisation sont présentés à titre d'exemple et ne sont pas destinés à limiter la portée des modes de réalisation. Ces nouveaux modes de réalisation peuvent être mis en œuvre sous d'autres formes différentes et différents remplacements, omissions et variantes peuvent être réalisés sur ces derniers sans toutefois s'écarter de leur esprit. Ces modes de réalisation et leurs variantes peuvent être contenus dans la portée et l'esprit de l'invention ainsi que dans l'étendue de l'invention et ses équivalents cités dans la description. Par exemple, la feuille métallique 24 peut recouvrir les caloducs 3. Le deuxième conducteur de chaleur 44 et le troisième conducteur de chaleur 45 peuvent être agencés dans l'un quelconque des cœurs 32 décrits dans la présente demande.
Le caloduc 3 n'est pas limité à contenir du liquide à l'intérieur. Un caloduc 3 qui ne comporte pas de cavité interne peut être utilisé. Des pompes à chaleur peuvent être utilisées plutôt que des caloducs 3.
La première direction, la deuxième direction, et la troisième direction peuvent être respectivement l'axe X, l'axe Y et l'axe Z. La première direction, la deuxième direction et la troisième direction peuvent être respectivement la direction circonférentielle, la direction radiale et la direction axiale du cylindre. La section perpendiculaire à l'axe central du cœur 32 n'est pas limitée à un cercle. La section perpendiculaire à l'axe central du cœur 32 peut être elliptique ou ovale.
Evidemment, de nombreuses modifications et variantes des modes de réalisation sont possibles à la lumière des enseignements précédents. Il doit, par conséquent, être compris que dans la portée de l'invention, les modes de réalisation peuvent être mis en œuvre d'une autre manière que décrite ici de manière spécifique.
Claims (15)
- REVENDICATIONS1. Dispositif nucléaire (2), comprenant : un caloduc (3) ;un premier combustible (15) positionné autour d'une surface latérale du caloduc parallèlement à un axe central du caloduc, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration ;un deuxième combustible (16) positionné sur un côté externe du premier combustible et contenant de la matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration ; et un cœur (32) comportant une pluralité de caloducs agencés parallèlement à chaque axe central dans le premier combustible ou dans le premier combustible et le deuxième combustible.
- 2. Dispositif nucléaire selon la revendication 1, dans lequel une concentration de la matière fissile dans une première zone est supérieure à celle dans une deuxième zone et une chaleur transférée aux caloducs à partir de la deuxième zone est inférieure à la chaleur transférée aux caloducs à partir de la première zone.
- 3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, dans lequel la première zone contient plus de caloducs que la deuxième zone par unité de surface sur une coupe transversale du cœur perpendiculairement à l'axe central du caloduc.
- 4. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant, en outre : une première couche qui comporte la pluralité de caloducs parallèles à leurs axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ;un premier conducteur de chaleur le long d'une surface latérale de la première couche et parallèle à l'axe central, la conductivité thermique du premier conducteur de chaleur étant supérieure à celle du deuxième combustible.
- 5. Réacteur nucléaire selon la revendication 3, dans lequel le premier conducteur de chaleur contient du béryllium.-306. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant, en outre : une couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; et un deuxième conducteur de chaleur positionné dans le deuxième combustible.
- 7. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant, en outre : une couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ; et un conducteur de chaleur reliant deux couches en recouvrement, dans lequel une première extrémité du conducteur de chaleur est plus proche du caloduc qu'une deuxième extrémité.
- 8. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant, en outre : une première couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre ;une deuxième couche qui comporte la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le deuxième combustible étant autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre et recouvrant la première couche ;dans lequel un caloduc de la deuxième couche est positionné entre deux caloducs à proximité l'un de l'autre dans la première couche.
- 9. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant, en outre, une couche métallique entre le caloduc et le premier combustible, comportant un métal, dans lequel une température du point de fusion du métal est supérieure à une température avant une opération de démarrage du réacteur nucléaire et n'est pas supérieure à une température de fonctionnement du réacteur nucléaire.
- 10. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel le cœur comporte une pluralité de cylindres agencés de manière concentrique,-31 dans lequel chacun des cylindres est réalisé en une couche comportant la pluralité de caloducs en parallèle aux axes centraux, le premier combustible et le deuxième combustible autour du premier combustible autour de chacun des caloducs à proximité l'un de l'autre.
- 11. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, dans lequel la teneur de la matière fissile dans le cœur diffère le long de l'axe du caloduc.
- 12. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, dans lequel le cœur est divisé en sections multiples dans la direction de l'axe central du cœur, dans lequel une concentration de la matière fissile dans chaque section est ajustée en fonction d'une position de la section.
- 13. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, dans lequel un point produisant une chaleur maximum dans une couche ne recouvre pas un point produisant une chaleur maximum dans une couche adjacente suivante.
- 14. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, dans lequel la teneur de la matière fissile dans le cœur diffère dans une direction radiale sur une coupe transversale du cœur perpendiculairement à l'axe central du caloduc.
- 15. Réacteur nucléaire selon la revendication 14, comprenant, en outre, une barre de commande agencée sur un axe central du cœur, dans lequel la teneur de la matière fissile dans la partie centrale du cœur, à proximité d'une surface latérale du cœur parallèlement à un axe central du cœur, et celle à proximité d'un point milieu d'une longueur du cœur parallèlement à l'axe central, sont inférieures à celles d'autres parties dans le cœur.
- 16. Procédé de transfert de chaleur depuis l'intérieur d'un cœur d'un réacteur nucléaire vers l'extérieur du cœur, comprenant :le transfert d'une chaleur produite dans un premier combustible vers un caloduc positionné dans le premier combustible, le premier combustible contenant une matière fissile à une première concentration ;le transfert d'une chaleur produite dans un deuxième combustible positionné sur un côté externe du premier combustible dans le caloduc par le premier combustible, le deuxième combustible contenant la matière fissile à une deuxième concentration inférieure à la première concentration ; et-32le transfert de la chaleur produite dans le premier combustible et le deuxième combustible à l'extérieur du cœur.1/13Ί
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Families Citing this family (26)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP6719406B2 (ja) * | 2017-03-15 | 2020-07-08 | 株式会社東芝 | 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法 |
KR101977814B1 (ko) * | 2017-06-13 | 2019-05-13 | 한국원자력연구원 | 원자로 냉각 및 발전 시스템 |
CN108511092A (zh) * | 2018-06-14 | 2018-09-07 | 华南理工大学 | 一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构 |
JP7039396B2 (ja) * | 2018-06-18 | 2022-03-22 | 株式会社東芝 | 原子炉及び原子力発電装置 |
CA3215409A1 (fr) * | 2018-06-21 | 2020-01-02 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Reacteur inverse universel et procede de conception et de fabrication d'un reacteur inverse universel |
US11996204B1 (en) * | 2019-03-26 | 2024-05-28 | Triad National Security, Llc | Multi-directional heat pipes |
JP7209574B2 (ja) * | 2019-03-29 | 2023-01-20 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電システム及び原子炉ユニット |
CN109887618B (zh) * | 2019-04-11 | 2023-04-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种热管径向布置的核反应堆 |
JP7225061B2 (ja) * | 2019-08-29 | 2023-02-20 | 株式会社東芝 | 原子炉および原子炉の運転方法 |
EP4022651A2 (fr) * | 2019-10-15 | 2022-07-06 | NuScale Power, LLC | Réseaux de caloducs pour l'élimination de la chaleur, tels que l'élimination de la chaleur de réacteurs nucléaires, et systèmes et procédés associés |
KR20220079865A (ko) * | 2019-10-15 | 2022-06-14 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 액체 금속 합금 연료 및/또는 감속체를 갖는 핵 반응기 |
US20220399135A1 (en) * | 2019-11-27 | 2022-12-15 | Soletanche Freyssinet S.A.S. | Thermal power reactor |
CN111081398A (zh) * | 2019-12-31 | 2020-04-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种无间隙固态传热的一体化快谱堆芯结构 |
JP7386100B2 (ja) * | 2020-02-28 | 2023-11-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
JP7374844B2 (ja) * | 2020-05-11 | 2023-11-07 | 株式会社東芝 | 原子炉および原子炉の除熱方法 |
CN111627576A (zh) * | 2020-06-08 | 2020-09-04 | 哈尔滨工程大学 | 一种海洋应用斯特林发电核反应堆电源系统 |
JP2023537888A (ja) | 2020-08-17 | 2023-09-06 | ニュースケール パワー エルエルシー | ヒートパイプ及び光電池を含む熱電力変換システム |
JP6877619B1 (ja) * | 2020-09-30 | 2021-05-26 | 株式会社ジーテクト | 熱間プレス成型用金型、熱間プレス成型用金型の製造方法および自動車車体部品の製造方法 |
US12080438B2 (en) | 2020-10-29 | 2024-09-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core |
US11955249B2 (en) | 2020-10-29 | 2024-04-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core |
KR102692699B1 (ko) * | 2020-12-31 | 2024-08-08 | 서울대학교 산학협력단 | 마이크로 원자로 |
CN112885494B (zh) * | 2021-01-26 | 2022-08-02 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统 |
CN113130097B (zh) * | 2021-03-05 | 2022-04-12 | 安徽中科超核科技有限公司 | 一种高效导热的热管反应堆燃料元件 |
CN114121315B (zh) * | 2021-11-12 | 2022-12-09 | 西安交通大学 | 一种脉动热管冷却反应堆热管理系统 |
CN114530267B (zh) * | 2022-01-04 | 2023-11-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种热管式空间核反应堆电源 |
US20240170168A1 (en) * | 2022-11-19 | 2024-05-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Solid-state fluid thermal bonded heat pipe micro-reactor |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE572515A (fr) * | 1957-11-01 | |||
US3284176A (en) * | 1963-10-28 | 1966-11-08 | North American Aviation Inc | Bonded metallic and metalized ceramic members and method of making |
US3960655A (en) | 1974-07-09 | 1976-06-01 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor for breeding U233 |
EP0065697B1 (fr) * | 1981-05-15 | 1985-09-11 | Hitachi, Ltd. | Assemblage combustible |
US5408510A (en) | 1994-04-11 | 1995-04-18 | The Babcock & Wilcox Company | Thermionic nuclear reactor with flux shielded components |
US6658078B2 (en) * | 2001-07-23 | 2003-12-02 | Tokyo Electric Power Co. | MOX nuclear fuel assembly employable for a thermal neutron nuclear reactor |
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