FR3057988A1

FR3057988A1 - Coeur de reacteur a neutrons rapides

Info

Publication number: FR3057988A1
Application number: FR1759975A
Authority: FR
Inventors: Kouji Fujimura; Katsuyuki Kawashima
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2016-10-25
Filing date: 2017-10-23
Publication date: 2018-04-27
Anticipated expiration: 2037-10-23
Also published as: JP2018071997A; FR3057988B1; JP6753760B2

Abstract

L'invention concerne un cœur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au cœur au moment d'une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire. [Moyens de résolution] Un cœur 10 d'un réacteur à neutrons rapides comprend une zone de combustible de cœur interne 21 et une zone de combustible de cœur externe 22 entourant la zone de combustible de cœur interne 21 dans la direction radiale du cœur et un assemblage combustible dans lequel du combustible MOX est logé dans un tube hexagonal est chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe 22 et au moins l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 inclut un combustible de couverture interne 31 comprenant de l'oxyde d'uranium appauvri contenant un actinide mineur en tant que combustible dans une partie axialement pratiquement centrale. [Dessin choisi]

Description

[DESCRIPTION] [Titre de l'Invention] CŒUR DE RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES [Domaine technique]

La présente invention se rapporte à un cœur d'un réacteur à neutrons rapides pour l'amélioration de la sécurité afin de prévenir les dommages au cœur dans l'hypothèse d'un accident de retrait par erreur d'une barre de commande dans un réacteur à neutrons rapides.

[État antérieur de la technique]

En ce qui concerne un nouvel assemblage combustible et un cœur d'un réacteur à neutrons rapides, tels que décrits dans la publication NPL 1, dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, un cœur est placé dans une cuve de réacteur et du caloporteur sodium liquide est amené à remplir la cuve du réacteur. L'assemblage combustible chargé dans le cœur comprend une pluralité de barres de combustible dans lesquelles de 1'uranium appauvri (U-238) enrichi en plutonium est enfermé, un tube hexagonal entourant la pluralité' de barres de combustible groupées en faisceaux, une buse d'entrée qui supporte les parties d'extrémité inférieures de ces barres de combustible et un écran de protection neutronique situé sur le côté inférieur des barres de combustible et une sortie de caloporteur située sur le côté supérieur des barres de combustible.

Le cœur du réacteur surgénérateur à neutrons rapides comprend une zone de combustible de cœur qui comprend une zone de combustible de cœur interne et une zone de combustible de cœur externe, une zone de combustible de couverture entourant la zone de combustible de cœur et une zone d'écran de protection entourant la zone de combustible de couverture. Dans le cas d'un cœur homogène classique, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la zone de cœur externe est plus élevé que l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne.

En conséquence, la distribution radiale d'énergie du cœur est aplatie.

Les exemples de la forme d'un matériau combustible nucléaire logé dans chaque barre de combustible de l'assemblage combustible comprennent un combustible métallique, un combustible nitrure et un combustible oxyde. Parmi ceux-ci, le combustible oxyde est celui sur lequel on a le plus d'expérience.

Un combustible oxyde mixte dans lequel des oxydes de chacun du Pu et de l'uranium appauvri sont mélangés, à savoir des pastilles de combustible MOX, est amené à remplir une partie axialement centrale dans la barre de combustible à une hauteur d'environ 80 à 100 cm. En outre, dans la barre de combustible, une zone de couverture axiale remplie d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri est disposée sur les côtés aussi bien supérieur qu'inférieur d'une zone remplie du combustible MOX. Un assemblage combustible de cœur interne chargé dans la zone de combustible de cœur interne et un assemblage combustible de cœur externe chargé dans la zone de combustible de cœur externe comprennent une pluralité de barres de combustible remplies d'une pluralité de pastilles du combustible MOX de cette manière.

L'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de cœur externe est plus élevé que celui de l'assemblage combustible de cœur interne.

Dans la zone de combustible de couverture entourant la zone de combustible de cœur, un assemblage combustible de couverture comprenant une pluralité de barres de combustible remplies d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri est chargé. Parmi les neutrons générés par la fission nucléaire qui se produit dans l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur, un neutron qui fuit de la zone de combustible de cœur est absorbé par l'U-238 dans chaque barre de combustible de l'assemblage combustible de couverture chargé dans la zone de combustible de couverture. En conséquence, du Pu-239 qui est un nucléide fissile est produit dans chaque barre de combustible de l'assemblage combustible de couverture.

En outre, au moment du démarrage et de 1' arrêt du réacteur surgénérateur à neutrons rapides et au moment de l'ajustement de la production en sortie du réacteur nucléaire, une barre de commande est utilisée. La barre de commande comprend une pluralité de barres d'absorption de neutrons dans lesquelles des pastilles de carbure de bore (B4C) sont enfermées dans un tube de gainage constitué d'acier inoxydable et elle est conçue de façon telle que ces barres d'absorption de neutrons sont logées dans un tube hexagonal ayant une section transversale hexagonale régulière de la même manière que l'assemblage combustible de cœur interne et l'assemblage combustible de cœur externe. Le système de barres de commande est constitué de deux systèmes indépendants : un système d'arrêt de réacteur principal et un système d'arrêt de réacteur secondaire et il est possible d'effectuer un arrêt d'urgence du réacteur surgénérateur à neutrons rapides par un seul du système d'arrêt de réacteur principal et du système d'arrêt de réacteur secondaire.

D'un autre côté, en général, la réactivité de la combustion du réacteur à neutrons rapides est d'environ Ak/kk' de 3 % et lorsqu'un accident dans lequel un retrait par erreur d'une barre de commande et un échec d'arrêt d'urgence se superposent (UTOP : surcharge transitoire non protégée, ci-après appelée une « UTOP ») est présumé, il est possible que la densité de puissance au voisinage de la barre de commande change et que la puissance linéaire (W/cm) puisse dépasser la limite de conception. Si une telle augmentation de la puissance linéaire pendant une UTOP peut être évitée, une marge thermique peut être accrue et, de plus, la sécurité du cœur peut être améliorée. Afin d'éviter l'augmentation de la puissance linéaire pendant une ÜTOP, il est efficace de réduire la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité de commande requise par barre de commande pour la compensation de la réactivité de la combustion.

Par exemple, la publication PTL 1 divulgue qu'un matériau combustible dans un élément combustible (une aiguille de combustible) logé dans un assemblage combustible chargé dans un cœur d'un réacteur à neutrons rapides est conçu de façon telle que l'enrichissement en TRU (éléments transuraniens) contenant un actinide mineur (MA, ci-après appelé un « MA ») est fixé à 5 % à 30 % et l'enrichissement en Pu fissile est fixé à 9 % à 12 %. Il est décrit que selon cela, un réacteur surgénérateur à neutrons rapides capable de fournir une puissance électrique requise sans réalimentation en combustible pendant toute la durée de vie de l'installation d'une centrale nucléaire peut être réalisé, le facteur de charge est amélioré et la durée de vie du combustible est prolongée et, par conséquent, la rentabilité économique peut être grandement améliorée.

[Liste de références citées] [Publications de type brevet] [PTL 1] JP-A-5-52981 [Publications de type non-brevet] [NPL 1] « Genshiro Butsuri Nyumon (Introduction of

Nuclear Reactor Physics) » écrit par Naohiro Hirakawa et Tomohiko Iwasaki, Tohoku University Press, Sendai, pp. 279-286, octobre 2003 [NPL 2] Préparation of Fast Reactor Group Constant Sets UFLIB. J40 et JFS-3-J4.0 sur la base des données JENDL-4.0, Kazuteru Sugino, Tomoyuki Jin, Taira Hazama, Kazuyuki Numata, données JAEA/Code 2011-017, (2011) [NPL 3] « SLAROM-UF: Ultra Fine Group Cell Calculation Code for Fast Reactor—Version 20090113- », Taira Hazama, et al., UAEA-Review 2009-003, (2009) [NPL 4] T. R. Fowler, D. R. Vondy et G. W. Cunningham : Nuclear Reactor Code Analysis Code : CITATION : ORNL/TM-2469

Rev. 2 (1971) [Résumé de l'invention] [Problème technique]

Cependant, selon la configuration de la publication PTL 1, le chargement de MA dans le combustible de cœur du réacteur à neutrons rapides entraîne une augmentation considérable de la réactivité cavitaire. En outre, dans le cœur du réacteur à neutrons rapides pendant une UTOP, on a besoin de la réduction de réactivité de la combustion, mais cependant, dans la publication PTL-1, ce point n' est pas du tout considéré.

Au vu de cela, la présente invention fournit un cœur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au cœur pour une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire. [Solution au problème]

Afin d'atteindre l'objectif ci-dessus, un cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la présente invention est caractérisé en ce que le cœur comprend une zone de combustible de cœur interne et une zone de combustible de cœur externe entourant la zone de combustible de cœur interne dans la direction radiale du cœur et un assemblage combustible dans lequel du combustible MOX est logé dans un tube hexagonal est chargé dans la zone de combustible de cœur interne et la zone de combustible de cœur externe et au moins l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne inclut un combustible de couverture interne comprenant de 1' oxyde d'uranium appauvri contenant un actinide mineur en tant que combustible dans une partie axialement pratiquement centrale.

[Effets avantageux de l'invention]

Selon la présente invention, un cœur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au cœur pour une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire peut être fourni.

Par exemple, en tant que configuration du cœur, un cœur axialement hétérogène est adopté, un MA est chargé dans le combustible de couverture interne et la teneur en MA est optimisée, moyennant quoi la valeur absolue de la réactivité de la combustion est fixée à 1 $ (dollar) ou moins et la valeur absolue de la réactivité de l'application peut être réduite pour une ÜTOP et donc, la sécurité du cœur peut être améliorée.

Des objectifs, configurations et effets autres que ceux décrits ci-dessus seront clarifiés par la description de modes de réalisation suivante.

[Brève description des dessins] [FIG. 1] La FIG. 1 est une vue en coupe verticale d'un cœur d'un réacteur à neutrons rapides d'un premier mode de réalisation selon un mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de cœur.

[FIG. 2] La FIG. 2 est une vue en coupe horizontale du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de cœur.

[FIG. 3] La FIG. 3 est une vue structurale globale d'un système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides comprenant un cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention.

[FIG. 4] La FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et une teneur en MA dans une couverture interne dans un cœur d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel un MA est chargé dans un combustible de couverture interne.

[FIG. 5] La FIG. 5 est une vue en coupe verticale d'une variante du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de cœur.

[FIG. 6] La FIG. 6 est une vue en coupe verticale d'un cœur d'un réacteur à neutrons rapides d'un second mode de réalisation selon un autre mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de cœur.

[FIG. 7] La FIG. 7 est une vue en coupe horizontale du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 6 et est une vue représentant une moitié de cœur.

[Description de modes de réalisation]

La FIG. 3 est une vue structurale globale d'un système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides comprenant un cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention. Comme représenté sur la FIG. 3, un système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides 1 comprend une cuve de réacteur 2, un cœur 3 comprenant une matière fissile logée dans la cuve de réacteur 2, un échangeur de chaleur intermédiaire 5 et une pompe de circulation primaire 7a raccordés en série à partir de la cuve de réacteur 2 par l'intermédiaire d'une tuyauterie de système de refroidissement primaire 4a et un générateur de vapeur 8 et une pompe de circulation secondaire 7b raccordés en série à partir de l'échangeur de chaleur intermédiaire 5 par l'intermédiaire d'une tuyauterie de système de refroidissement secondaire 4b. En outre, il est également constitué d'une tuyauterie de système de vapeur primaire 9a qui envoie une vapeur produite par le générateur de vapeur 8 vers une turbine haute pression lia et une turbine basse pression 11b, d'un condenseur 13 qui condense la vapeur après son passage dans la turbine haute pression lia et la turbine basse pression 11b pour la remettre sous forme d'eau, d'une tuyauterie de système d'eau d'alimentation et de présumé 9b qui renvoie l'eau condensée par le condenseur 13 au générateur de vapeur 8, d'un générateur électrique 12 relié aux arbres de la turbine haute pression lia et de la turbine basse pression 11b et d'une pompe d'apport d'eau 14 et d'un dispositif de chauffage d'eau d'alimentation 15 raccordés à la tuyauterie de système d'apport d'eau et de présumé 9b du côté aval du condenseur 13.

Ensuite, dans le système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides 1, un caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) chauffé dans le cœur 3 est amené à passer dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 5 pour chauffer un caloporteur de système secondaire (par exemple du sodium liquide) et, en outre, le caloporteur de système secondaire est amené à passer dans le générateur de vapeur 8 pour produire de la vapeur dans la tuyauterie de système de vapeur principal 9a et cette vapeur est guidée vers la turbine haute pression lia et la turbine basse pression 11b et de l'électricité est produite par le générateur électrique 12 . La vapeur utilisée dans la production d'électricité est condensée en eau par le condenseur 13 et elle est par la suite chauffée et mise sous pression par passage dans la pompe d'apport d'eau 14 et le dispositif de chauffage d'eau d'alimentation 15 et elle est ensuite apportée au générateur de vapeur 8 de la même manière que dans un système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à eau légère de type réacteur à eau bouillante (BWR) ou de type réacteur à eau sous pression (PWR).

Dans le cœur 3, une pluralité d'assemblages combustibles de cœur et de barres de commande (décrites ci-dessous) sont chargés. La cuve de réacteur 2 dans laquelle le cœur 3 est logé est remplie du caloporteur primaire et le caloporteur primaire pénètre dans le cœur 3 à partir d'une partie inférieure du cœur 3, monte le long des assemblages combustibles de cœur et circule dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 5 disposé à l'extérieur de la cuve de réacteur 2 en passant par la tuyauterie de système de refroidissement primaire 4a grâce à la pompe de circulation primaire 7a. Selon cela, un réacteur à neutrons rapides de type en boucle est constitué. Même si, dans cette description, un réacteur à neutrons rapides de type en boucle sera décrit à titre d'exemple, la présente invention n'y est pas limitée et peut également être appliquée à un réacteur à neutrons rapides de type à cœur fermé dans lequel le cœur 3, la pompe de circulation principale primaire 7a et 1' échangeur de chaleur intermédiaire 5 sont logés dans une cuve de réacteur.

Ci-après, le cœur du réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention sera décrit en référence aux dessins.

[Premier mode de réalisation]

La FIG. 1 est une vue en coupe verticale d'un cœur d'un réacteur à neutrons rapides d'un premier mode de réalisation selon un mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de cœur, la FIG. 2 est une vue en coupe horizontale du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de cœur et la FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et une teneur en MA dans une couverture interne dans un cœur d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel un MA est chargé dans un combustible de couverture interne.

Sur la FIG. 2, le cœur est verticalement symétrique et, par conséquent, seule une moitié est représentée. Le cœur 10 du réacteur à neutrons rapides dans ce mode de réalisation est placé dans la cuve de réacteur 2 (FIG. 3) du réacteur à neutrons rapides et une zone de combustible de cœur est constituée par une zone de combustible de cœur interne 21 et une zone de combustible de cœur externe 22 entourant la zone de combustible de cœur interne 21 dans la direction radiale. Dans la zone de combustible de cœur, une pluralité d'assemblages de barres de commande 24 sont placés. En outre, le cœur 10 du réacteur à neutrons rapides comprend une zone de combustible de couverture radiale 23 de manière à entourer la zone de combustible de cœur externe 22 et une zone de réflecteur 25 et une zone d'écran de protection 2 6 sur l'extérieur de la zone de combustible de couverture radiale 23. Dans la direction radiale du cœur 10 du réacteur à neutrons rapides, la zone de réflecteur 25 est adjacente à la zone de combustible de couverture radiale 23 tout en entourant la zone de combustible de couverture radiale et la zone d'écran de protection 26 entoure la zone de réflecteur 25. Le cœur 10 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation est un cœur axialement hétérogène dans lequel un combustible de couverture interne (décrit ci-dessous) est placé dans la zone de combustible de cœur interne 21 constituant la zone de combustible de cœur.

Comme représenté sur la FIG. 1, dans le cœur 10 du réacteur à neutrons rapides, un combustible supérieur 32 et un combustible inférieur 33 de la zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 2) et un combustible de cœur externe 34 de la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 2) sont tous du combustible MOX dans lequel de l'oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri. Le combustible du combustible de couverture interne 31 est un combustible dans lequel de l'oxyde de MA (MAOx) est mélangé 5 avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri. En outre, les combustibles d'un combustible de couverture axialement supérieure 35, d'un combustible de couverture axialement » inférieure 36 et d'un combustible de couverture radiale 37 sont tous de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri.

À ce propos, comme représenté sur la FIG. 1, dans la zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 2), le combustible de couverture axialement inférieure 3 6, le combustible inférieur

33, le combustible de couverture interne 31, le combustible supérieur 32 et le combustible de couverture axialement 15 supérieure 35 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire). Par exemple, le combustible de couverture axialement inférieure 36 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ cm dans la direction axiale, le combustible inférieur 33 a une hauteur de 40 cm, le combustible de couverture interne a une hauteur de 20 cm, le combustible supérieur 32 a une hauteur de 40 cm et le combustible de couverture axialement supérieure 35 a une hauteur de 30 cm (chaque hauteur est une longueur le long de la direction axiale) . Par conséquent, la hauteur totale dans la direction axiale (la longueur totale le long de la direction axiale) du combustible inférieur 33, du combustible de couverture interne 31 et du combustible supérieur 32 est d'environ 100 cm. D'autre part, dans la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 2), le combustible de couverture axialement inférieure 36, le combustible de cœur externe 34 et le combustible de couverture axialement supérieure 35 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire). Le combustible de cœur externe 34 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ 100 cm dans la direction axiale.

En outre, le combustible de couverture radiale 37 de la zone de combustible de couverture radiale 23 (FIG. 2) a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ 160 cm dans la direction axiale.

La production électrique du réacteur nucléaire est de 750 000 kWe, une période de fonctionnement continu est d'environ 20 mois, une réalimentation en combustible en 6 lots est adoptée et un taux de combustion moyen du combustible de cœur est d'environ 150 GWj /t. En tant que paramètre de la teneur (en % en poids) en MA contenu dans le combustible de couverture interne 31 du cœur 10 de ce mode de réalisation, la teneur en

MA (en % en poids) de la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) a été calculée et évaluée.

Dans l'évaluation, comme indiqué ci-dessous, une méthode analytique standard pour un réacteur à neutrons rapides est utilisée. Par i'utilisation des ensembles de données nucléaires de 70 groupes pour des réacteurs à neutrons rapides sur la base de la dernière bibliothèque japonaise de données nucléaires, JENDL-4.0 (voir la publication NPL 2), la section efficace de 70 groupes de neutrons par énergie a été calculée par SLAROM-UF (voir la publication NPL 3) , qui est un programme pour le calcul de la section efficace d'un réacteur à neutrons rapides. Par l'utilisation de la section efficace, un calcul de phase d'équilibre est effectué dans un modèle de système de cœur RZ bidimensionnel du programme de calcul de diffusion des neutrons CITATION (voir la publication NPL 4) ce qui permet de déterminer un facteur de multiplication effectif des neutrons (keff) et l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de cœur interne chargé dans le combustible de cœur interne 21 et de l'assemblage combustible de cœur externe chargé dans la zone de combustible de cœur externe 22 de manière à atteindre la criticité à la fin de la phase d'équilibre à un taux de combustion prédéfini par rapport à une certaine teneur en MA (en % en poids) est déterminé. À ce moment là, par l'utilisation du facteur de multiplication effectif des neutrons (keff) au début de la phase d'équilibre et à la fin de la phase d'équilibre, la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) est calculée. Le calcul susmentionné est répété pour plusieurs teneurs en MA et une courbe de la relation entre la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) et la teneur en MA (en % en poids) est représentée graphiquement. À ce propos, la méthode analytique standard susmentionnée pour un réacteur à neutrons rapides a été suffisamment vérifiée dans un essai critique simulant un réacteur à neutrons rapides ou dans un réacteur à neutrons rapides réel.

Sur la FIG. 4, les résultats de l'évaluation sont représentés. La FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et la teneur en MA dans le combustible de couverture interne dans le cœur 10 du réacteur à neutrons rapides. Sur la FIG. 4, la teneur en MA (en % en poids) dans le combustible de couverture interne est représentée sur l'axe horizontal et la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) est représentée sur l'axe vertical et la relation entre la réactivité de la combustion et la teneur en MA dans le combustible de couverture interne est représentée. Le MA est Np, Am ou Cm contenu dans un combustible usé dans un réacteur à eau légère avec un taux de combustion de combustible de 60 GWj/t. Comme représenté sur la FIG. 4, la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) diminue à mesure que la teneur en MA (en % en poids) dans le combustible de couverture interne 31 augmente et elle diminue presque jusqu'à 0 lorsque la teneur en MA augmente autour de 40 % en poids et devient une valeur négative lorsque la teneur en MA (en % en poids) augmente encore. Ici, lorsque la teneur en MA dépasse environ % en poids, la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) devient une valeur négative, mais cependant, c'est parce que la réactivité à la fin de la phase d'équilibre est plus élevée que la réactivité au début de la phase d'équilibre. Lorsque la teneur en MA (en % en poids) est de 35 % en poids, la réactivité de la combustion devient de 1 $ et lorsque la teneur en MA (en % en poids) est de 45 % en poids, la réactivité de la combustion devient inférieure ou égale à -1 $. Autrement dit, lorsque la teneur en MA (en % en poids) dans le combustible de couverture interne 31 est dans la plage de 35 % en poids à 45 % en poids, la valeur absolue de la réactivité de la combustion devient inférieure ou égale à 1 $ et même si un accident dans lequel un retrait par erreur d'une barre de commande et un échec d’arrêt d'urgence se superposent (UTOP : surcharge transitoire non protégée) est présumé, la puissance linéaire dans l'assemblage combustible au voisinage de l'assemblage de barres de commande 24 augmente légèrement et l'intégrité du combustible est conservée. Ici, l'expression « la valeur absolue de la réactivité de la combustion est de $ » signifie que le taux de neutrons retardés efficaces est d'environ 0,3 %.

La FIG. 5 est une vue en coupe verticale d'une variante du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de cœur. Comme représenté sur la FIG. 5, un cœur 10a d'un réacteur à neutrons rapides de la variante comprend un combustible de cœur interne 31a situé à une longueur (une distance) prédéfinie dans une direction radiale à partir d'un zone adjacente à un combustible de couverture interne 31 d'une zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 2) et dans une partie axialement pratiquement centrale dans un combustible de cœur externe 34 d'une zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 2). Ce combustible de couverture interne 31a dans le combustible de cœur externe 34 de la zone de combustible de cœur externe 22 est un combustible dans lequel un oxyde d'actinide mineur (MA) (MAOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri de la même manière que le combustible de couverture interne 31 de la zone de combustible de cœur interne 21. Par conséquent, également dans le combustible de couverture interne 31a dans le combustible de cœur externe 34 de la zone de combustible de cœur externe

22, la teneur en MA (en % en poids) est fixée de préférence à 35 % en poids à 45 % en poids et la teneur en MA (en % en poids) est de façon souhaitable amenée à être la même dans le combustible de couverture interne 31 dans la zone de combustible de cœur interne 21 et dans le combustible de couverture interne 31a dans le combustible de cœur externe 34 de la zone de combustible de cœur externe 22.

Comme décrit ci-dessus, selon ce mode de réalisation, il devient possible de fournir un cœur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au cœur au moment d'une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire.

Plus précisément, en tant que configuration du cœur, un cœur axialement hétérogène est adopté, un MA est ajouté au combustible de couverture interne et la teneur en MA est optimisée, moyennant quoi la valeur absolue de la réactivité de la combustion est fixée à 1 $ (dollar) ou moins et la valeur absolue de la réactivité de l'application peut être réduite au moment de la présomption d'UTOP et, donc, la sécurité du cœur peut être améliorée.

[Second mode de réalisation]

La FIG. 6 est une vue en coupe verticale d'un cœur d'un réacteur à neutrons rapides d'un second mode de réalisation selon un autre mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de cœur. La FIG. 7 est une vue en coupe horizontale du cœur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 6 et est une vue représentant une moitié de cœur. Dans le premier mode de réalisation, une configuration dans laquelle le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture axialement inférieure 36 sont disposés dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe 22 comme représenté sur la FIG. 1 est adoptée. D' un autre côté, ce mode de réalisation est conçu de façon telle qu'une zone de chambre d'expansion de sodium 45 est placée dans une partie axialement supérieure d'un combustible supérieur 42 et d'un combustible de cœur externe 44 sans placer le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture axialement inférieure 36, ce qui est différent du premier mode de réalisation. En outre, ce mode de réalisation est conçu de façon telle qu'un module d'expansion de gaz (GEM, ci-après appelé un « GEM ») 46 est placé entre le combustible de cœur externe 44 et le combustible de couverture radiale 47, ce qui est différent du premier mode de réalisation.

Sur la FIG. 7, le cœur est verticalement symétrique et, par conséquent, seule une moitié est représentée. Un cœur 20 du réacteur à neutrons rapides dans ce mode de réalisation est placé dans une cuve de réacteur 2 (FIG. 3) du réacteur à neutrons rapides et une zone de combustible de cœur est constituée par une zone de combustible de cœur interne 21 et une zone de combustible de cœur externe 22 entourant la zone de combustible de cœur interne 21 dans la direction radiale. Dans la zone de combustible de cœur, une pluralité d'assemblages de barres de commande 24 sont placés. En outre, dans le cœur 20 du réacteur à neutrons rapides, un module d'expansion de gaz (GEM) 38 est chargé de manière à entourer la zone de combustible de cœur externe 22 et le cœur 20 comprend une zone de combustible de couverture radiale 23, une zone de réflecteur 25 et une zone d'écran de protection 2 6 sur l'extérieur du module d'expansion de gaz (GEM) 38 . Dans la direction radiale du cœur 20 du réacteur à neutrons rapides, la zone de combustible de couverture radiale 23 est adjacente au module d'expansion de gaz (GEM) 38 tout en entourant le module d'expansion de gaz (GEM) 38 et la zone d'écran de protection 2 6 entoure la zone de réflecteur

25. Ici, le module d'expansion de gaz (GEM) 38 est une structure tubulaire creuse dont une extrémité est fermée et l'autre extrémité est ouverte et son aspect externe est le même que celui d'un tube hexagonal d'un assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe 22. Le cœur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation est un cœur axialement hétérogène dans lequel un combustible de couverture interne (décrit ci-dessous) est placé dans la zone de combustible de cœur interne 21 constituant la zone de combustible de cœur.

Comme représenté sur la FIG. 6, dans le cœur 2 0 du réacteur à neutrons rapides, un combustible supérieur 42 et un combustible inférieur 43 de la zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 7) et un combustible de cœur externe 44 de la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 7) sont tous du combustible MOX dans lequel de l'oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri. Un combustible de couverture interne 41 est un combustible dans lequel de l'oxyde de MA (MAOx) en une quantité de 35 % en poids est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri. En outre, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est placée dans la partie axialement supérieure du combustible supérieur 42 de la zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 7) et du combustible de cœur externe 44 de la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 7) . Ici, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est un espace délimité par une surface de paroi interne du tube hexagonal dans une partie supérieure du combustible de cœur (le combustible supérieur 42 et le combustible de cœur externe 44). En outre, sur l'extérieur, radialement, du combustible de cœur externe 44, se trouve le module d'expansion de gaz (GEM) 46 et, en outre, sur 1'extérieur, radialement, du module d'expansion de gaz (GEM) 46, se trouve le combustible de couverture radiale 47.

À ce propos, lorsqu'un accident dans lequel de la perte de débit de caloporteur provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a (FIG. 3) en raison de la perte d'apport externe de puissance et l'échec d'arrêt d'urgence se superposent (ULOF : accident de perte de débit non protégée, ci-après appelé « ULOF ») est présumé, même si la réactivité cavitaire est accrue, l'augmentation de la puissance linéaire de l'assemblage combustible au voisinage de l'assemblage de barres de combustible 24 est supprimée par le logement d'un espace vide généré dans la zone de chambre d'expansion de sodium 45 située dans la partie supérieure du combustible de cœur (le combustible supérieur 42 et le combustible de cœur externe 44), et également par le combustible de couverture interne 41. Par conséquent, même si une configuration dans laquelle le module d'expansion de gaz (GEM) 46 est placé de manière à être adjacent à 1' assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG.

7) n'est pas toujours incluse, l'effet opérationnel susmentionné qui ne peut pas se manifester dans le premier mode de réalisation peut se manifester par l'inclusion de la zone de chambre d'expansion de sodium 45.

Comme représenté sur la FIG. 6, dans la zone de combustible de cœur interne 21 (FIG. 7), le combustible inférieur 43, le combustible de couverture interne 41, le combustible supérieur 42 et la zone de chambre d'expansion de sodium 45 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire) . Par exemple, le combustible inférieur 43 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ 35 cm dans la direction axiale, le combustible de couverture interne 41 a une hauteur de 20 cm, le combustible supérieur 42 a une hauteur de 45 cm et la zone de chambre d'expansion de sodium 45 a une hauteur de 40 cm (chaque hauteur est une longueur le long de la direction axiale) .

Par conséquent, la hauteur totale dans la direction axiale (la longueur totale le long de la direction axiale) du combustible inférieur 43, du combustible de couverture interne 41 et du combustible supérieur 42 est d'environ 100 cm. D'autre part, dans la zone de combustible de cœur externe 22 (FIG. 7), le combustible de cœur externe 44 et la zone de chambre d'expansion de sodium 45 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire). Le combustible de cœur externe 44 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ 100 cm dans la direction axiale.

En outre, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ cm dans la direction axiale.

Dans le cœur 20 du réacteur à neutrons rapides dans ce mode de réalisation, comme décrit ci-dessus, dans le cœur du premier mode de réalisation, le combustible de couverture axiale (le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture axialement inférieure 36) est éliminé et, à la place, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est disposée dans la partie supérieure du combustible de cœur et, de plus, une configuration dans laquelle le module d'expansion de gaz (GEM) 46 est disposé sur la circonférence externe de la zone de combustible de cœur composée de la zone de combustible de cœur interne 21 et de la zone de combustible de cœur externe 22, c'est-à-dire de manière à être adjacent à 1'assemblage combustible, et à entourer celui-ci, chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur parmi les assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de cœur externe 22 est adoptée.

Dans le cœur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation, de la même manière que dans le premier mode de réalisation, l'intégrité du combustible de cœur au moment d'une UTOP est garantie et de plus la réactivité cavitaire est d'environ 2 $ à 3 $, ce qui est bien inférieur à celle d'un réacteur à neutrons rapides ayant la même échelle de production. En outre, lorsqu'un accident dans lequel de la perte de débit de caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a en raison de la perte d'apport externe de puissance ou similaire et un échec d'arrêt d'urgence se superposent (ULOF) est présumé, à cause de la diminution du débit de caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) dans l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe 22, le rapport puissance sur débit (P/F) de l'assemblage combustible sera inadapté et la température maximale du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) est augmentée. Cependant, selon la configuration du cœur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation, l'ampleur de la fuite de neutrons de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe vers la zone de chambre d'expansion de sodium 45 et le module d'expansion de gaz (GEM) 46 est grande et, par application d'une réactivité négative, l'ébullition du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) peut être évitée et de plus 1' augmentation de puissance thermique du cœur peut être supprimée et, donc, l'intégrité du combustible de cœur est conservée.

À ce propos, une pluralité d'assemblages combustibles sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents au module d'expansion de gaz (GEM) 46 et l'enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) du combustible MOX de l'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de cœur externe 22 peut être fixé pour être le plus élevé. Autrement dit, les enrichissements en plutonium (enrichissements en Pu) des combustibles MOX des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de cœur externe 22 et des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de cœur interne 21 à l'exception de l'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de cœur externe 22 (l'assemblage combustible circonférentiel le plus à l'extérieur) sont identiques et l'enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) du combustible MOX de l'assemblage combustible circonférentiel le plus à l'extérieur est plus élevé que l'enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) des combustibles MOX des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de cœur externe 22 et des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de cœur interne 21.

Comme décrit ci-dessus, selon ce mode de réalisation, en plus de 1' effet au moment de la présomption d'UTOP du premier mode de réalisation, par l'adoption de la configuration dans laquelle la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est placée, lorsqu'un accident dans lequel de la perte de débit de caloporteur provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a (FIG. 3) en raison de la perte d'apport externe de puissance ou similaire et un échec d'arrêt d'urgence se superposent (ULOF) est présumé, étant donné que la configuration dans laquelle la zone de chambre d'expansion de sodium 45 et le module d'expansion de gaz (GEM) 46 sont placés dans le cœur du réacteur à neutrons rapides est adoptée, l'ampleur de la fuite de neutrons de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne 21 et la zone de combustible de cœur externe 22 vers la zone de chambre d'expansion de sodium 45 et le module d'expansion de gaz (GEM) 46 est grande et, par application d'une réactivité négative, l'ébullition du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) peut être évitée et de plus l'augmentation de puissance thermique du cœur peut être supprimée et, donc, l'intégrité du combustible de cœur peut être conservée.

À ce propos, dans le premier mode de réalisation et le second mode de réalisation susmentionnés, un cas où un combustible oxyde mixte (MOX) dans lequel de l'oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO₂) appauvri est utilisé en tant que combustible du cœur est décrit à titre d'exemple, mais cependant, l'invention n'y est pas limitée. Par exemple, un combustible métallique ou un combustible nitrure peuvent être utilisés et, en outre, une configuration dans laquelle également en tant que caloporteur (caloporteur primaire) , un métal lourd liquide tel que du plomb ou du plomb-bismuth est utilisé à la place du sodium peut être adoptée.

Il convient de noter que la présente invention n'est pas limitée aux modes de réalisation susmentionnés et que diverses variantes sont incluses dans la présente invention. Par exemple, les modes de réalisation susmentionnés sont expliqués en détail afin d'expliquer clairement la présente invention et les modes de réalisation ne sont pas toujours limités aux modes de réalisation incluant la totalité des configurations décrites. Une partie de la configuration d'un certain mode de réalisation peut être remplacée par la configuration d'un autre mode de réalisation. En outre, la configuration d'un autre mode de réalisation peut également être ajoutée à la configuration d'un certain mode de réalisation.

[Liste de numéros de référence] : système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides : cuve de réacteur : cœur

4a : tuyauterie de système de refroidissement primaire 4b : tuyauterie de système de refroidissement secondaire 5 : échangeur de chaleur intermédiaire

7a : pompe de circulation primaire

7b : pompe de circulation secondaire : générateur de vapeur

9a :	tuyauterie de système de	vapeur	primaire
9b :	tuyauterie de système	d'eau	d'alimentation
condensation
10,	10a, 20 : cœur
lia	: turbine haute pression
11b	: turbine basse pression
12 :	générateur électrique

: condenseur : pompe à eau d'alimentation : dispositif de chauffage d'eau d'alimentation

21 :	zone	de	combustible	de cœur interne
22 :	zone	de	combustible	de cœur externe
23 :	zone	de	combustible	de couverture radiale

: assemblage de barres de commande : zone de réflecteur : zone d'écran de protection

31, 31a : combustible de couverture interne combustible supérieur combustible inférieur combustible de cœur externe combustible de couverture axialement supérieure combustible de couverture axialement inférieure combustible de couverture radiale module d'expansion de gaz (GEM) combustible de couverture interne combustible supérieur combustible inférieur combustible de cœur externe zone de chambre d'expansion de sodium module d'expansion de gaz (GEM) combustible de couverture radiale

Claims

[REVENDICATIONS] [Revendication 1]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides, caractérisé en ce que le cœur comprend une zone de combustible de cœur interne et une zone de combustible de cœur externe entourant la zone de combustible de cœur interne dans la direction radiale du cœur et un assemblage combustible dans lequel du combustible MOX est logé dans un tube hexagonal est chargé dans la zone de combustible de cœur interne et la zone de combustible de cœur externe et au moins l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne inclut un combustible de couverture interne comprenant de l'oxyde d'uranium appauvri contenant un actinide mineur en tant que combustible dans une partie axialement pratiquement centrale.

[Revendication 2]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 1, caractérisé en ce que dans le combustible de couverture interne, la teneur en actinide mineur est de 35 % en poids à 45 % en poids.

[Revendication 3]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 2, caractérisé en ce que l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne comprend un combustible supérieur comprenant du combustible MOX et un combustible de couverture axialement supérieure comprenant de l'oxyde d'uranium appauvri en tant que combustible sur le côté supérieur du combustible de couverture interne et un combustible inférieur comprenant du combustible

MOX et un combustible de couverture axialement inférieure comprenant de l'oxyde d'uranium appauvri en tant que combustible sur le côté inférieur du combustible de couverture interne.

[Revendication 4]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 3, caractérisé en ce que le combustible MOX est un combustible dans lequel de l'oxyde de plutonium est mélangé avec de l'oxyde d'uranium appauvri et les enrichissements en plutonium du combustible supérieur et du combustible inférieur de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne et du combustible MOX de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur externe sont identiques.

[Revendication 5]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne et la zone de combustible de cœur externe comprend une zone de chambre d'expansion de sodium délimitée par une surface de paroi interne du tube hexagonal dans une partie axialement supérieure du combustible MOX.

[Revendication 6]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 5, caractérisé en ce qu'une zone de couverture radiale placée de manière à entourer la zone de combustible de cœur externe est incluse et, entre la zone de couverture radiale et la zone de combustible de cœur externe, se trouve un module d'expansion de gaz qui est une structure tubulaire creuse dont une extrémité est fermée et l'autre extrémité est ouverte.

[Revendication 7]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 6, caractérisé en ce qu'une pluralité de modules d'expansion de gaz sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents à l'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de cœur externe.

[Revendication 8]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 7, caractérisé en ce que le combustible MOX est un combustible dans lequel de l'oxyde de plutonium est mélangé avec l'oxyde d'uranium appauvri et les enrichissements en plutonium du combustible supérieur et du combustible inférieur de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur interne et du combustible MOX de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de cœur externe sont identiques.

[Revendication 9]

Cœur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 7, caractérisé en ce qu'une pluralité d'assemblages combustibles sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents au module d'expansion de gaz et l'enrichissement en plutonium du combustible MOX de 1'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de cœur externe est le plus élevé.

1/7 [FIG. 1]

CENTRE DU RÉACTEUR
2/7 [FIG. 2]
3/7 [FIG. 3]
4/7 [FIG. 4]
5/7 [FIG. 5]

JQa

CENTRE DU RÉACTEUR
6/7 [FIG. 6]
7/7 [FIG. 7]