JP2015500463A - 核燃料と、少なくとも１つの中性子吸収および／または緩和要素を起動し挿入するシステムとを備えた原子炉用集合体 - Google Patents

Abstract

ボックス（４０）と、ボックス（４０）の底部に配置された核分裂領域と、ボックス（４０）の頂部に配置された自由体積部と、長軸に沿った頂部の側に配置された核分裂領域の端部から、核分裂領域の高さにわたり延在する核分裂領域内の自由空間（５２）と、自由空間（５２）を縁取るシース（５４）と、起動および挿入システム（ＳＩ）とを備えた原子炉用キャリア集合体であって、前記起動および挿入システムは、長軸を持つカプセル（１０）と、カプセル内に懸架された吸収材（２）および／または緩和材集合体と、集合体が事故状態にある場合に前記吸収材集合体を解放することができる起動および挿入装置（ＤＩ）とを備え、前記カプセル（１０）はシース（５４）内に部分的に挿入され、前記起動および挿入システムはキャリア集合体内に取り外し可能に設置されている。【選択図】図１

Description

（技術分野および従来技術）
本発明は、核燃料と、全体的な炉心溶融の場合に中性子吸収および／または緩和材のみとなりうる少なくとも１つの挿入対象要素とを備えた、原子炉用混合集合体に関する。緩和材は、集合体内で核燃料棒のクラッディングを形成する材料との共晶を低融点で形成することができ、溶融した炉心またはコリウムの排出を妨げるプラグの形成を防止する材料である。

この集合体は、特にナトリウム冷却高速炉、以降ＳＦＲと称する炉用に意図されたものである。

原子炉の炉心の活動を調整するため、または炉の誤動作の影響を制限するために、中性子吸収材から構成される要素が原子炉に挿入されるべきであるということが計画されている。これらの要素は、正常動作中は炉心上方に懸架された集合体棒の形式でありうる。炉の反応度を低減する必要が検出された場合、吸収要素は核分裂領域に挿入される。

例えば、ナトリウム冷却炉の場合には液体ナトリウムの循環を妨げるプラグが形成されるため、炉の誤動作は、例えば一次冷却材システムなどの炉冷却システムにおける問題でありうる。その問題は、ヒートシンクの欠如、すなわち、炉冷却材システムを介して抽出される熱がもはや正しく排出されないことである。

挿入された負の反応度がない場合、これらの誤動作は炉心温度上昇を含む結果につながり、それは１つまたは複数の集合体の溶融を引き起こすばかりか、全体的な炉心の溶融を引き起こして炉の健全性喪失につながりうる。

炉心に吸収要素を挿入する目的は、中性子反応を鎮圧して、炉心を、考慮された誤動作に関して認められた基準を満たすように選択された温度に安定化することである。

さらに、炉制御における最大の安全性を維持して共通モードの欠陥を補償するために、いくつかの、重複した多様で独立した運転停止システムが配設される。

過去にＳＦＲ原子炉に使用された運転停止システム（従来型と分類される）は、吸収要素の挿入が、外部電力制御により、または電気信号の喪失により起動されるという意味において能動装置に基づく。これまでに使用された運転停止システムは、容器のヘッドプラグと機械的インターフェースを有している。

次世代のＳＦＲ原子炉に関しては、従来型の運転停止システムが故障した場合に備えて新たな運転停止システムを追加することが計画されている。したがって、この「緊急」運転停止システムの装置は、従来型運転停止システムより先に起動されてはならない。装置多様化の論理に基づき、また、電気的器具、制御および論理システムの故障のリスクを排除するために、吸収要素の挿入が、電気的制御ではなく、物理的現象に直接に追従して起動されるという意味において受動装置を使用することが想定される。例えば、流れの変動または温度上昇に感応する起動手段を想定することが可能であろう。これらの受動装置は、詳細に研究されてきたが、未だ原子炉に使用されてはいない。

特許文献１は、核燃料棒を格納したボックスと、緊急運転停止装置とを備えた燃料集合体を開示している。この運転停止装置は、別様では燃料棒によって占有される空間を占有する。この装置は、集合体ボックスに固定される密封されたケーシングを備える。運転停止装置は、ワイヤに沿って懸架された長尺要素の形式のアルゴンと炭化ホウ素を含む。ワイヤは、密封されたケーシングから、感温性ヒューズによって懸架され、温度が閾値を超えるとヒューズが溶けて炭化ホウ素を解放し、炭化ホウ素は炉心の高さにあるカプセルの底に落下する。ケーシングは集合体に固定されているため、ケーシングは集合体から機械的に隔離されておらず、そのため、格子ピッチでかかる機械的負荷によって変形の可能性があり、集合体平板のアーチングおよび／または圧潰などにつながる。すると集合体の炉心への炭化ホウ素の挿入が妨げられる。

したがって、この開示される集合体の挿入の信頼性は改良される。

さらに、緊急運転停止装置が正しく動作しているかどうかをチェックすることは、２つの理由により不可能である。第１に、ヒューズシステムは、この種のシステムが一度のみ作動しうるため、再装備することが不可能である。第２に、緊急運転停止装置は集合体に固定されているため、キャリア燃料集合体に温度起動テストを課することを想定できない。

さらに、ケーシングがキャリア燃料集合体に固定されているため、吸収装置の寿命とキャリア燃料集合体の寿命を切り離すことは不可能である。さらに、燃料集合体製造ライン内および解体動作中に吸収材をハンドリングすることは難しい。

特許文献２は、円筒形リンクの形式の吸収要素を持つ原子炉用安全装置を開示している。しかしながら、リンクの円筒形形状は、挿入信頼性にも、温度の面でも、中性子効率においても最適ではない。

特許文献３は、一体化された受動安全装置を持つ核燃料装置を開示している。受動安全装置は、溶融可能なマトリクスへと鋳造されたボールの形式の吸収要素を備える。第１に、スタック状のボールはアーチング効果により機械的閉塞を引き起こしうるため、トリップ動作および挿入の信頼性を減じうる。第２に、核分裂束内でのボールの分配は制御されず、特に照射の終盤において、照射クリープによって束がかなり変形して、照射下で膨張しているときには特に制御不能である。ボールによる、燃料棒束の部分的または全面的な閉塞のリスクもあり、また、束から上流と下流に配置された格子が閉塞される危険もあり、それは、非常に起こりえないような事故をカバーするために設計される付加的な安全装置の一義的デザインルールに反することになる。すなわち、標準設計によって提供される防止レベルは劣化させてはならない。しかしながら、燃料集合体の瞬時の全面的閉塞（ＢＴＩ）は、燃料溶融イニシエータとしてＳＦＲで考慮されるシナリオのうちの１つであるが、それは標準的炉心設計での残留リスクのドメインに委託される。

特許文献４は、中性子吸収材を原子炉に挿入することを可能にする温度感応性起動装置を開示している。この装置は燃料集合体内に配置される。このシステムの、温度逸脱に関する反応度と精度は非常に限られている。さらに、この装置は通常動作中に炉心の中性子性能に深刻な影響を与える。運転停止システムが、通常動作中の炉心の中性子性能に最小の影響を持つものであれば、炉心内の燃料体積比の損失を最小化するために、集合体ごとの中性子機能要素（吸収材または燃料）の体積比は最大化されなければならない。制御システム専用の集合体に関して、このことは典型的に、炉心内でのポジション数を最小化するために、集合体ごとの吸収材の容量を最大化することを意味する。起動反応度を最適化する試みがなされている混合集合体デザインに関して、このことは、パワー集合体に比べた燃料の体積比の減少を最小化することに帰結することになろう。特許文献４は上記いずれも可能にせず、それは、特許文献４では、標準型燃料集合体で可能なレベルよりも非常に低い最大燃料体積比（５つの燃料カプセルと１つの吸収材カプセルの組み合わせ）、ならびに、制御棒で可能なレベルよりも非常に低い最大吸収材体積比（５つの吸収材カプセルと１つの燃料カプセルの組み合わせ）を提供するからである。

仏国特許発明第２２３０９８４号明細書 仏国特許発明第２２５１０７９号明細書 仏国特許発明第２６８３６６７号明細書 米国特許第５，０５１，２２９明細書

（発明の提示）
したがって、本発明の目的は、受動起動の緊急運転停止システムを含む核集合体を提供することであり、それはすなわち、容器のヘッドプラグと機械的リンクを持たず、高精度かつ良好な起動信頼性、良好な挿入信頼性を持ち、また、必要な回数だけ正常動作を検査できるものである。

上述の目的は、核燃料棒が内部に配置されたボックスと、そのボックス内に配置されて、核燃料棒のうちのいくつかの空間を占有する緊急運転停止システムとを備えた核集合体によって達成され、緊急運転停止システムは、ボックスの中心線に沿って延出するカプセルを備え、前記カプセルは、燃料棒内にハウジングを区切っているシース内に取り外し可能に挿入され、そのカプセル内に、中性子吸収材および／または緩和材でありうる挿入対象集合体が懸架している。

集合体は、集合体から機械的に結合解除される緊急運転停止システムを備え、結合解除されるとシステムは移設されて集合体ボックスから取り外され、正常動作しているか、修理、再装備できる可能性があるか、または、負の反応度が極端に減少している場合に挿入対象集合体を交換するかをチェックされる。

ボックス内を循環している冷却材の流れのほぼ全ては装置を通り、標準的な燃料集合体内の流れに実際上等しいため、挿入の精度および起動信頼性は最適化される。燃料集合体のみの集合体または混合集合体へのパワーおよび冷却材供給流速は、吸収材のみの集合体へのパワーおよび冷却材供給流速よりも著しく高いため、挿入は、吸収材専用の集合体の場合よりも迅速かつ厳密に起動される。

挿入対象集合体の解放は、集合体の事故状態を表す任意の物理的特徴によって起動されうる。

遭遇される事故状態のタイプによって、すなわち、炉冷却材の流れの喪失、および反応度遷移の場合は、起動の契機になる物理現象として、流れ、または中性子束が使用されうる。

好ましくは、起動の契機になる物理現象として温度が使用される。運転停止システムの起動装置は磁気式でありうる。挿入対象集合体は、キューリー温度に達した場合に解放される。好ましくは、解放は、差異のある拡張現象によって起動されうる。解放装置は直接冷却材の流れの中にあって、冷却材温度上昇が挿入対象集合体の解放を引き起こす。

また有利には、緊急運転停止装置は、冷却材温度が所与の閾値を超えない場合に挿入対象集合体の解放を防止することにより、挿入対象集合体の望ましくない落下を防止する手段を備えている。

非常に有利には、挿入対象集合体は、いくつかの略球状要素によって形成され、その要素がケーブルに取り付けられて一連を形成し、要素が挿入されないというリスクを減らす。

次に、本発明の主題は、垂直軸にほぼ沿って配向した長軸を持つボックスと、ボックスの底部に配置された核分裂領域と、ボックスの頂部に配置された自由体積部と、長軸に沿って頂部の側に配置された核分裂領域の端部から、長軸に沿って核分裂領域の少なくとも一部にわたって延出する核分裂領域内の自由空間と、自由空間を縁取るシースと、起動および挿入システムとを備えた原子炉用キャリア集合体であり、前記起動および挿入システムは、長軸を持つカプセルと、カプセル内に懸架された挿入対象集合体と、集合体が事故状態にある場合に前記挿入対象集合体を解放することができる起動および挿入装置とを備え、前記カプセルはシース内に部分的に挿入され、前記起動および挿入システムはキャリア集合体内に取り外し可能に設置され、前記カプセルは把持ヘッドを備えていて、その把持ヘッドから起動および挿入システムはシース上方に懸架される。

起動および挿入システムはボックスの頂部領域の頂部に配置されていると有利である。

好ましくは、自由空間は、起動および挿入システムの長軸が集合体の軸と共軸になるように、核分裂領域の中央部に配置されている。

挿入対象集合体は、中性子吸収材および／または緩和材の種類でありうる。

挿入対象集合体の長手方向寸法は、例えばカプセルの総長手方向寸法の半分に等しくなるように選択できる。

好ましくは、カプセルは、挿入対象集合体の落下をその落下移動の終盤に減衰する手段を備えている。

別の特徴によれば、カプセルは、シース内に配置された部分の端部に冷却材供給オリフィスを備えている。

キャリア集合体は、集合体の核分裂領域に起動および挿入システムを配置するためのガイド手段を、キャリア集合体の自由体積部と同じ側に位置するシースの端部に配置して備えうる。

ボックスは好ましくは六角形の断面を持ち、シースは好ましくは、六角形の外形断面と、六角形または円形の内断面を持ち、カプセルは円形の外形断面を持つ。

有利には、挿入対象集合体は、互いに枢着されて設置された複数の要素を備え、１つの端部要素は起動および挿入装置を保持する手段と協働するアタッチメントヘッドを形成している。有利には、要素はケーブル上に嵌め付けられる。例えば、ケーブルは編組金属ファイバまたは編組セラミックファイバでありうる。

特に有利には、各要素は球形形状である。

キャリア集合体は少なくとも一対の要素の間に減衰手段を備えうる。

例えば、要素はいくつかの吸収材で形成される。吸収要素は、第１の吸収要素に少なくともいくつかの要素と、第２の吸収要素に別の要素とを備えうる。

１つの有利な特徴によれば、要素は中空であるか、または、２つの異なる材料から構成される中心コアと周辺ケーシングを備える。

起動および挿入システムは温度変動に感応性があると有利である。起動および挿入システムは差異をもった膨張タイプのものであれば、さらに有利である。

例えば、起動および挿入システムは、炉作動温度より低い温度では挿入対象集合体の挿入を防止するロック手段を備えている。

キャリア集合体は、挿入対象集合体の挿入を超音波テレメトリによって検出する手段を備えていることが好ましい。例えば、起動および挿入装置は、カプセルで形成された長手方向の固定部分と長手方向の可動部分とを備え、カプセルは挿入対象集合体を核分裂領域上方の懸架位置に保持する手段を備え、前記挿入対象集合体は、前記可動部分の動作により解放されうる。可動部分はロック手段と、挿入対象集合体を懸架位置に保持する手段と、挿入対象集合体を保持手段から解放する手段とを備え、前記ロック手段は、ストップ面と呼ばれる少なくとも１つの面から形成され、挿入対象集合体を解放する手段は、解放面と呼ばれる少なくとも１つの第２の面と、前記ストップ面と解放面を長軸に沿って変位させる手段から形成される。前記変位手段は、冷却材の温度上昇の影響下でカプセルに対して長手方向に差異をもって拡張できるシェルによって形成される。前記ストップ面と前記解放面の配置構成は、冷却材の温度が上昇すると、ストップ面が保持手段から遠ざかるように軸方向に移動して、解放面は保持手段に接近するように軸方向に移動し、冷却材が通常の炉動作温度である場合、ストップ面は保持手段から離れる方向に動かされて保持手段がロック解除されるようにし、解放面は、冷却材温度が閾値温度を超えたときに、挿入対象集合体が解放されるように保持手段に推力をかけるような構成である。

検出手段は、カプセルのヘッド上方に配置された少なくとも１つの超音波トランスデューサと、トランスデューサに面したカプセルのヘッドに設置されたリフレクタとを備えうる。リフレクタの長手方向位置は、前記挿入対象集合体が保持手段によって定位置に保持されているか否かによって制御され、前記リフレクタは、カプセルヘッドを貫通している長手方向リーミング内で自在に摺動するように設置されるとともに挿入対象集合体上に載置することによってリフレクタをその非挿入状態に保持する長尺要素によって、挿入対象集合体に接続されている。

挿入対象集合体が存在する場合に圧縮され、挿入対象要素が存在しない場合に拡張して、リフレクタを動かすために長尺要素に引張力を加える弾性手段を、キャリア集合体が備えうる。

冷却材循環チャンネルをシェルとカプセルの間に設定するために、シェルとカプセルの間にラジアルクリアランスが設けられることが好ましく、シェルは前記チャンネル内での冷却材の循環のためのオリフィスを備えている。

例えば、保持手段は少なくとも２つ、好ましくは３つのピンを備える。ピンは長軸の周りに分配されてカプセルに回転的に枢着されているため、長軸付近の位置へと移動して、挿入対象集合体をピンの間に保持し、また、長軸から離れた位置へと移動して、そこで挿入対象集合体は解放される。

ストップ面は例えば、ピンの半径方向外側に配置されて、ピンが長軸から遠ざかる方向に動くことを防止する面でありうる。解放面は例えば、長軸に対して直角な面でありうる。ピンはカム面を備え、そのカム面と解放面が連携してピンを長軸から離れる方向に枢動させる。

例えば、シェルはオーステナイト鋼で製造され、カプセルはタングステンベース合金で製造される。或いは、シェルは加工硬化されたＺ１０ＣＮＤＴ１５．１５Ｂ鋼で製造され、固定部分はＷ−５Ｒｅで製造される。

キャリア集合体は、有利には液体金属冷却高速炉、好ましくはナトリウム冷却炉で使用され、その場合中性子吸収材は、例えば、１０Ｂを可変に濃縮した炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）、ハフニウム金属、例えばＨｆＢ_２やＴｉＢ_２などの耐火性ホウ化物タイプの材料、６ホウ化物から選択される。水冷式熱中性子原子炉に関しては、中性子吸収材に使用される材料（複数）は、ハフニウム、Ｄｙ１１Ｂ６、Ｇｄ１１Ｂ６、Ｓｍ１１Ｂ６およびＥｒ１１Ｂ４、天然ＨｆＢ２および天然ＴｉＢ２から選択される。

本発明の別の主題は、本発明による核燃料集合体とキャリア集合体を備えた原子炉である。

本発明は、以下の説明と添付の図面を読めばよりよく理解されるであろう。

吸収要素の組が懸架された状態の起動および挿入システムを備えた、本発明のキャリア集合体の例示的実施形態の全体図である。 吸収要素の組が挿入されている状態の図１の集合体の図である。 図２の集合体の核分裂領域における吸収要素を貫いた断面図である。 例えばハンドリング温度における、本発明のキャリア集合体で使用できる起動および挿入システムの特に有利な実施形態の正面図である。 図４の長手方向断面図であり、起動および挿入装置がハンドリング温度にある状態である。 図４の長手方向断面図であり、起動および挿入装置が作動温度にある状態である。 図４の長手方向断面図であり、起動および挿入装置が、吸収材を炉心に挿入する直前の起動温度にある状態である。 図４の長手方向断面図であり、起動および挿入装置が、吸収材を炉心に挿入中の起動温度にある状態である。 図４のシステムの頂面図である。 図４のシステムの、図５Ｃに示す面Ａ−Ａに沿った断面図である。

以下の説明において、「上方」および「下方」という用語は図面の頂部と底部に配置された要素の部分を指し、原子炉内の要素の配置構成に対応する。用語「上流」および「下流」は、集合体内の冷却材の循環方向、すなわち下方部分から上方部分に向かう方向を指す。

（特定の実施形態の詳細な説明）
この説明全体を通して、「キャリア集合体」は核燃料と吸収要素の両方を備えた本発明による集合体を指し、「標準型集合体」は、核燃料のみを備えた集合体を指す。

さらに、「通常動作」は、通常温度状態下での原子炉の動作を指し、「事故状態」は、反応を遅らせる、または反応を停止までさせるために吸収材の挿入を必要とする炉の状態を示す。例えば、この状態は、所与の温度閾値を超えた冷却材温度の上昇を引き起こす炉の温度上昇につながる。

さらに以下の説明において、挿入対象集合体は中性子吸収材からなる要素の組であると説明されているが、本発明は、吸収要素および／または緩和要素の組の挿入にも適用可能である。

一般に、原子炉は容器を備え、その容器内に複数の核燃料集合体が、互いに隣接して配置されている。この集合体が原子炉の炉心を形成する。冷却材は集合体内で、また、集合体間で循環して、核燃料によって生じた熱を抽出し、一次システムを形成する。集合体は核燃料を、例えば燃料棒に分配して収容する。核燃料を含んでいる集合体の部分は核分裂領域と呼ばれる。

図１および２に示す本発明のキャリア集合体Ａは、六角形の断面を持つ円筒形形状である、長軸Ｘ１を持つボックス４０を備えている。一般にＳＦＲでは、集合体は六角形の外部断面を有している。他のタイプの原子炉では、集合体は、例えば円形または長方形の断面などの他の種類の外形断面を有しうる。

本発明のキャリア集合体は標準型核燃料集合体に取って代わる。原子炉は、本発明のいくつかのキャリア集合体を備えうる。

ボックス４０は、核燃料棒４１が嵌る核分裂領域と呼ばれる中心部４２を備えている。
ボックス４０は、集合体を原子炉内に保持する集合体スタンド４４と呼ばれる下方部を備え、集合体スタンド４４は、エンドトラックと呼ばれる支持体上に設置されるように設計されている。ボックス４０はまた、開放した上方部４８を備える。

集合体スタンドはまた、冷却材供給オリフィス４６を備えており、そのオリフィスから冷却材が、集合体を通って通過できるように供給される。

キャリア集合体Ａは冷却材を矢印Ｆで示すように底部から頂部へと、ポンプによって循環させて運び、冷却材は燃料棒によって発生した熱を抽出する。冷却材はキャリア集合体の外部で、また、標準的集合体とキャリア集合体の間、所謂集合体間領域内で循環する。

キャリア集合体はまた、燃料棒４１の全高さにわたり延出する、長軸を持つハウジング５２を備える。このハウジング５２は、シース５４によって区切られ、シース５４の外形断面はボックスの断面と同様である。シース５４は、後に説明する起動および挿入システムＳＩを燃料棒束内に保持して、燃料棒束のアーキテクチャを整合的にする。そのため、ＳＦＲの場合、シース５４はボックスと同様の六角形の外形断面を有する。図４に示された例において、シース５４の内断面は円形である。別法として、シース５４の内断面は六角形でありうる。

示された例において、また、後に見るように、ハウジング５２の軸は集合体の軸と整合している。例えば、シース５４は燃料棒２環に取って代わる。

シース５４の下方端は１つまたはいくつかの冷却材供給オリフィスを備えている。

本発明のキャリア集合体は、中性子吸収材起動および挿入システムＳＩをも備える。このシステムＳＩは事故時動作の場合の緊急運転停止システムを形成する。起動および挿入システムＳＩは、起動および挿入装置ＤＩと、吸収材集合体２とを備え、前記吸収材の組は、通常動作時には起動および挿入装置ＤＩによって懸架され、事故時動作中に解放される。

起動および挿入システムＳＩはシース５４内に取り外し可能に取り付けられている。起動および挿入システムＳＩと集合体との間に固定手段は設けられていない。

図４からわかるように、起動および挿入システムＳＩは、図示されている例では長軸Ｘを持ち円形の断面を持つ筒状胴部から形成されるカプセル１０を備えている。挙げた例で上述したように、シース５４の内断面は円形であり、カプセル１０の内断面も円形である。

カプセル１０は上方域ＺＩを備えている。図１からわかるように、吸収材集合体２は、システムがキャリア集合体内に設置されたときに燃料棒の周りに配置される起動および挿入装置ＤＩから懸架された状態で、上方域ＺＩ内に配置される。カプセル１０は、シース５４に設置された、すなわち燃料棒内の核分裂領域内に配置された下方域ＺＩＩをも備えている。下方域ＺＩＩは、集合体２が解放されたときに集合体２を収容する（図２）。カプセル１０の下方域ＺＩＩの直径は、シース５４内に挿入されうるように、シース５４の内径よりも若干小さくなっている。

シース５４がカプセル１０のハウジングを区切るという事実とは別に、シース５４は起動および挿入システムＳＩと集合体との機械的隔離性を改良する。それは、その剛性構造が起動および挿入システムＳＩを、照射下での棒の膨張から保護するからである。このようにシース５４は格子ピッチで機械的隔離に全般的に貢献する。

カプセル１０は、カプセル１０をハンドリングするため、また、より全般的には起動および挿入システムＳＩをハンドリングするために使用される把持ヘッド１３をも含む。図４において把持ヘッド１３は、外部ハンドリング装置（図示せず）によってシステムを把持する手段を備えている。カプセル１０のヘッドはキャリア集合体内に保持されている。

冷却材、例えば液体ナトリウムは、集合体内を長軸Ｘに沿って底部から頂部へと流れる。

カプセル１０の下方部分には、冷却材をカプセル１０に充填するために使用される供給オリフィスが設けられ、下方供給オリフィスには、非常に高い圧力損失を持つ多孔性ベントが設けられている。したがって、上方出力オリフィスの寸法に拘わらず、大きな流れを生じさせずに充填を行うことが可能となる。好ましくは、集合体２は低質量でありナトリウムはかなりの粘度を持っていて、結果としてカプセル内の冷却材の流れは可能な限り低く、そのため、中性子吸収材の落下を減速させることはなく、したがって落下時間を増加させる。

図示された例において、また有利には、シース５４の頂部に環状部品６１が設けられて、起動および挿入システムの設置中に起動および挿入システムをセンタリングする。この部品は、シースからの流出分を燃料棒束からの流出分と混合する二次的な熱水力学機能を果たす。すなわち、この部品は、膨張シェルを包囲している冷却材の均一な温度を維持するために重要な混合を提供する。カプセル１０のヘッドは懸架されており、カプセルはその下方端でもシェルのところでも支持されていない。図３は、図１の集合体の断面図を、核分裂領域において、および吸収集合体２を貫いて示している。燃料棒４１、シース５４、カプセル１０および吸収材集合体２の吸収要素４の相対的レイアウトが見られる。

起動および挿入装置ＤＩは、事故時動作の場合に中性子吸収材を挿入するために使用される。状況の種類に応じて、この事故時動作は、例えば冷却材の流れの変動または中性子束の変動によって検出されうる。有利には、集合体内での冷却材温度の、所与の閾値を超えた上昇によって事故時動作が検出され、その結果、原子炉冷却材の流れの喪失、二次システムによって形成されるヒートシンクの喪失、反応度の過渡変化、という主要な事故状況が検出される。これら３つの事故状況は冷却材温度上昇を引き起こしうる。一方、例えば流れの変動を用いても、ただ１つの事故状況の検出を可能にするのみである。

図２、ならびに詳細には図４、図５Ａ乃至５Ｄおよび図６は、本発明のキャリア集合体用の差異をもった膨張を持つ起動および挿入装置の、特に有利な例示的実施形態を示す。

起動および挿入装置ＤＩは、通常動作時に吸収材集合体２を核分裂領域の上方に維持するよう設計され、事故状態においては吸収材集合体２を解放する。

図示された例では、また、非常に有利には、吸収材集合体２は、１つの連を形成するようにケーブル６（破線で示す）に嵌め付けられた中性子吸収材から形成される複数の球状または略球状要素４を備えている。この吸収要素の組については、以降の説明部分で詳細に説明する。

上方端要素２．１は、起動および挿入装置と協働するように設計されているという点において他の要素と区別される。アタッチメントヘッドを形成する上方端要素２．１は、テーパー付き形状であり、球状要素のほうに向いた大面積の基部と側方面から形成される。

要素４の形状は決して限定的ではなく、回転柱などの長尺要素の使用が適切でありうる。しかしながら、この長尺形状は、要素の挿入信頼性に関して球状の形状より最適さに劣る。

連の形式の枢着された構造も決して限定的ではない。例えば、制御棒などの吸収材から構成される１つまたはいくつかの棒から形成される構造は適切である。しかしながら、この構造での吸収材集合体の挿入信頼性は、枢着された要素の連ほど良くない。

冷却材、例えば液体ナトリウムは、集合体内を長軸Ｘに沿って底部から頂部へと流れる。

起動および挿入装置ＤＩは、カプセルの頂部領域ＺＩの周りに配置される。装置ＤＩは集合体２を保持する手段１１と、保持手段１１をロックする手段と、異常な状況において集合体２を解放する受動起動手段とを備えている。

起動および挿入装置ＤＩは長軸Ｘを持つ回転体の形状をしている。

起動および挿入装置ＤＩは、底部から頂部への冷却材循環方向を考慮してその上流側端部を介してカプセル１０へと固定されたシェル１９を、その下方部分に備えるとともに、シェル１９を延長しシェルに軸方向に固定されるコントロールヘッド１８を、その上方部分に備えている。

コントロールヘッド１８は、カプセル１０の周りに摺動自在に設置されている。カプセルの外径とコントロールヘッド１８の内径の間にラジアルクリアランスが設けられている。

保持手段１１は、カプセル１０の胴部の上方部分に枢着して設置されたピン２０も備える。

コントロールヘッド１８とピン２０は、中性子束が最小限である、核分裂炉心から離れた領域内の、カプセル１０の上方域に配置されると有利である。

好ましくは、集合体に均一な支持を提供するために、互いから略１２０°のところに３つのピン２０が配置される。しかし、２つのピンまたは、３より多いピンを設けることも可能である。保持位置においてピン２０は、長軸Ｘ方向に傾いている。

各ピン２０は、長軸Ｘに対して直角なＹ軸周りにカプセル１０の胴部に回転可能に枢着された第１の長手方向端部２０．１と、アタッチメントヘッド２．１に接触した支持面を形成している第２の長手方向端部２０．２を有する。カプセル１０は長手方向スロットを有し、その長手方向スロット内に、ピン２０が、ピン２０の第２の端部２０．２がカプセル１０内に配置されるように取り付けられる。

有利には、各ピンの第２の端部２０．２は、図５Ｃに特に明瞭に見られる２つの面２２．１，２２．２によって区切られたノッチ２２を備える。図５Ａ〜５Ｃに特に明瞭に見られるように、一方の面２２．１はアタッチメントヘッド２．１の大面積の基部に接触して担持し、他方の面２２．２は、側方面に接触して担持する。

コントロールヘッド１８はピン２０をロックする手段を、集合体２の保持位置、すなわち長軸Ｘ方向に傾いた位置に支持する。

ロック手段は、ピン２０がその保持位置から動いてずれることを防止するためにピン２０の半径方向外側に配置されたストップ２４を備えている。図示された例において、各ピン２０は、ストップ面２４に面したそのエッジ２０．３に突出部を備える。有利にはその突出部とストップ面２４の間にラジアルクリアランスが設けられて、摩擦と食い付きのリスクを防止する。

図示された例において、ストップ面２４は、コントロールヘッド１８の内側に形成されたＸ軸を持つ単一の環状面によって支持されている。図示された例において、この面はカプセル１０のピン回転軸から下流にある。

さらに、コントロールヘッド１８は、異常な状況において集合体２の解放を起動させる受動手段を支持する。受動起動手段は、例えば長軸に対して直角な横方向面に沿って配向されたスラスト面２６によって形成され、スラスト面２６はピン２０に接触して担持してピン２０に推力をかけ、ピン２０をピン２０の回転軸周りに枢動させる。

スラスト面２６は、ピン２０の回転軸から半径方向内側に配置されたピン２０のカム面２８に当接する。

図示された例において、スラスト面２６はカプセル１０に、ピン２０の回転軸より上流に配置されている。

図示された例において、コントロールヘッド１８はその内周の周りにキャビティ３０を備えており、キャビティ３０の内側にピン２０が嵌る。

カプセル１０の筒状胴部の外面は、ピン２０の回転ヒンジを支える３つの半径方向に突出するタブ３２を備えている。

シェル１９とコントロールヘッド１８によって受動起動手段が形成される。シェル１９とコントロールヘッド１８は、膨張係数の高い材料から製造され、カプセル１０が製造される材料の膨張係数よりも高い、好ましくは遥かに高い材料から製造される。

図４乃至５Ｄでわかるように、シェル１９の内径は、シェルとカプセル１０の外面との間に、冷却材が流れることができるようにチャンネルを形成するように選択されている。冷却材の供給と排出のために、シェル１９の上流部分と下流部分に開口３６が設けられている。

例えば、シェルとカプセルの間の半径方向距離は１センチメートルから数センチメートル程度である。それで、冷却材の流れの大部分が、シェル１９の外面とカプセル１０の内面の間で循環することを確実にする。すると、システムの温度は、システムが高精度で起動するように、冷却材の温度に近くなる。

シェル１９の軸方向寸法は、非常に大きくなるように選択されて、それ故に冷却材との非常に大きな熱交換領域を持つと非常に有利である。そうすれば起こりうる局所的温度不均一性が管理され、そのため起動信頼性が改良されうる。

中性子吸収材の落下をその落下移動の終盤に減衰する手段が、カプセルの下方域ＺＩＩに設けられている。例えば、この減衰は、吸収材集合体とカプセルの間の直径方向空隙を、カプセルの底部において少なくすることによって得られる。

ここで、本発明の好適であるが非限定の例示的な一実施形態による起動および挿入装置ＤＩの動作を説明する。

本発明による起動および挿入装置の動作において、適用される温度に応じて４つの主要な状態が区別される。
−（キャリア集合体へのシステムＳＩの）設置状態： 「設置温度」と呼ばれる、例えば２０℃である周囲温度；
−（システムＳＩが嵌ったキャリア集合体の、炉心における）ハンドリング状態： 「ハンドリング温度」と呼ばれる、１８０℃〜２５０℃程度の温度；
−作動状態：集合体が炉心で作動しているときの、５５０℃程度の作動温度；
−起動状態：核分裂炉心への吸収材の挿入が要求される、本発明では例えば６６０℃程度の閾値温度。

設置状態は、図示されていないが、図５Ａに示された状態と非常に似ている。設置状態において、起動および挿入システムの種々の要素は熱膨張によって変形していない。ピン２０は集合体２を支持している。ストップ面２４はピン２０の突出部２０．３に面しており、スラスト面２６はカム面２８から距離を置いている。したがって、ピン２０はロックされ、集合体２は解放されえない。システムは、燃料棒束への意図せざる挿入のリスクを一切伴わずに完全に安全な状態で処理されうる。

ハンドリング状態において、起動および挿入システムは、原子炉内に配置されたキャリア集合体内に設置される。炉内温度により、また、カプセル１０の材料と、シェル１９およびコントロールヘッド１８の材料との膨張係数の違いにより、カプセル１０と、シェル１９およびコントロールヘッド１８から構成される集合体との間に差異をもった膨張が発生する。したがって、カプセル１０と、シェル１９およびコントロールヘッド１８から構成される集合体との間に差異をもった変形があり、また、コントロールヘッド１８によって支持されているストップ面２４とスラスト面２６の、ピン２０に対する相対的変位がある。

したがって、図５Ａに示されたハンドリング状態では、起動および挿入システムの要素は若干膨張し始めている。この変形は主に長軸に沿って発生する。

しかし、設置状態とハンドリング状態の間の膨張の差異は、ストップ面２４がピン２０に対して移動しても、ストップ面２４はピン２０の突出部に未だ部分的に面しており、ピンを集合体２の保持位置に未だロックしているような程度である。したがって、ピン２０は集合体２を支持している。集合体は解放されない。したがって、システムは、燃料棒束への意図せざる挿入のリスクを一切伴わずに完全に安全な状態でハンドリングされうる。

作動状態は図５Ｂに示されている。起動および挿入システムの種々の要素が、作動温度で冷却材に浸漬されている。シェル１９は、シェル１９とカプセル１０との間に形成されたチャンネルを介して冷却材によって包囲されているため、集合体の作動状態に対して感応する。

ハンドリング状態と作動状態との間での冷却材の温度上昇は、起動および挿入システムの要素の変形が、熱膨張によって増加し続けていることを意味している。作動状態の温度において、シェル１９とカプセル１０の膨張差異の程度は、ストップ面２４がもはやピン２０の突出部に面しておらず、そのためピン２０が解放されるというところまで達している。スラスト面２６は丁度カム面２８とかろうじて接触し、そのためピン２０は、集合体２の保持位置で長軸方面に傾いている。

作動温度と起動温度の間で冷却材の温度が上昇するので要素の膨張が続く。スラスト面２６はピン２０のカム面２８に長手方向上向きの推力をかけ、それがピン２０を外側に傾かせる。ピン２０のＹ軸周りの回転が、集合体２の上向きの軸方向変位を引き起こす。この、起動および挿入システムの動作上の動き、例えば集合体２のアタッチメント部分とカプセル１０の胴部との間の動きにより、不純物の酸化および凝集により可動部分と固定部分の間に形成された連結があるとすればそれらが同時に失われる。

温度閾値に達したとき、すなわち、集合体２が解放されるときの起動状態が、図５Ｃ（解放直前）および図５Ｄ（挿入中）に示されている。図５Ｃにおいて、ピン２０は最終回転位相にあり、集合体２は事実上解放されている。図５Ｄにおいて、ピンは傾斜し終わって、集合体２は解放されて核分裂炉心のほうに落下しつつある。

吸収要素の挿入は、炉心溶融を短期間で防止するために、中性子連鎖反応を鎮圧する。

炉心支持構造の健全性を維持するのに適合する鎮圧温度は、是正処置を行うために十分に長い期間の間保証される。

上述したように、起動および挿入装置のシェル１９とコントロールヘッド１８は、膨張係数が高い材料、例えば鋼鉄、より特定的には、加工硬化されたＺ１０ ＣＮＤＴ１５．１５Ｂ（１５／１５Ｔｉ）鋼などの、燃料棒クラッディングに使用されるようなオーステナイト鋼から製造される。シェル１９とコントロールヘッド１８に使用される材料の膨張係数より十分に低い膨張係数を持つ材料から作製されるカプセル１０に関しては、タングステンベースの合金、例えばＷ−５Ｒｅ合金、すなわち、５％のレニウムを含有するタングステン合金が選択されうる。Ｗ−ＯＤＳ（タングステン酸化物分散強化型合金）などの合金も想定されうる。低膨張率に加えて、タングステンには、その耐火性の性質により、想定される温度での照射下の膨張が非常に僅かであるという利点がある。有利なことに、Ｗ−５Ｒｅ合金は、考慮されるデザインルール下での許容可能な柔軟性をも有している。別法として、もちろん起動および挿入装置をそのように適合させる前提で、カプセル用にＺ１０ ＣＮＤＴ１５．１５Ｂ合金が選択され、Ｗ−５Ｒｅ合金がシェル用に選択されうる。

図示された例において、ストップ面２４は半径方向面を形成し、スラスト面２６は長軸に垂直な面を形成する。しかしこの構成は決して限定的なものではない。

集合体２の意図せざる挿入が発生したかどうかをテストするために、起動および挿入装置の状態を検出する手段が設けられていると有利である。第１の技法は、直接的に中性子検出器によって、または、冷却材出口温度を測定するために集合体の頂部に配置されたサーモカプラを使用することからなる間接的な「炉心温度処理（ＴＲＴＣ）」によって、炉心への負の反応度の挿入を検出することからなる。吸収材が落下した場合、キャリア集合体のパワーが落ち、支持集合体からの冷却材の出口温度が降下する。結果として、冷却材温度の降下が検出されると、負の反応度の挿入が検出される。

もう１つの技法は、吸収要素の組の状態（懸架されているか否か）を検出することからなる。

この技法を適用する検出装置ＤＴが図５Ａから図５Ｄに示されている。それは、集合体ヘッドの上方に配置されている１つまたは複数のトランスデューサ６７とリフレクタとの間の距離を測定するように設計された超音波テレメトリ装置であり、トランスデューサに対するリフレクタの位置は、吸収要素２の組が挿入されたか否かに依存する。

装置ＤＴは、カプセル１０の把持ヘッド１３に形成された長手方向リーミング６５内で自在に摺動するように設置されたゲージ６４を備えている。ゲージ６４の長さは、その下方端が、吸収要素の組２のアタッチメントヘッドに接して載り、上方端が把持ヘッドの上方端から突出するようなものとなっている。

ゲージ６４の上方端はリフレクタ６６を備えている。ゲージ６４の下方端は吸収材集合体のアタッチメントヘッドに単に接しており、そのためゲージはブロックされても連の挿入を妨げることはない。それは、ゲージと連が一体に固定されていないからである。ゲージの小さい断面ではリフレクタを形成するには不十分なため、結果としてゲージの上方端の形状は、その断面がリーミング内の棒の断面よりも大きくなっている。例えば、それは円錐形状をしていて上向きにテーパー状となり、円錐の底面がリフレクタ６６を形成している。ゲージが落下するとき、円錐はリーミングの上方部に接触して停止する。しかし、超音波検出に十分である数センチの落下をすることも可能である。例えば１３ｍｍという距離が選択される。

把持ヘッド１３を貫通するゲージによって支持されるリフレクタ６６は、可能な限り集合体ヘッドに接近して配置され（図５Ａから図５Ｄに図式的に示す）、それが超音波立体反射角を増加させて、把持ヘッドを包囲している構造へのエコーを制限する。

トランスデューサ６７（図式的に示す）は集合体ヘッドの上方に配置されている。集合体２の挿入中のリフレクタの軸方向変位が、集合体の検出と位置決めを可能にする。例えば、トランスデューサは炉心カバープラグ格子上に固定される。

ゲージの底端とリーミングの底端の間に、圧縮して設置されたばね６８が設けられていると有利である。このばねは通常動作、すなわち、集合体２が非挿入位置にあり、アタッチメントヘッドがピン２０によって定位置に保持されているときに圧縮される。集合体２が、アタッチメントヘッドを担持しながら落下するとばね６８が拡張し、ゲージ６４を下方に変位させる。有利には、このばね６６はゲージ６４の落下を阻止しない。ゲージ６４の質量は低いため、腐食現象、または例えば不純物の存在による食い付きは、ゲージ６４の落下を妨げる。そのような閉塞は、拡張するときのばね６８がかける力によって克服され、ゲージ６４は落下して、装置ＤＴは連２が落下したことを検出する。ばねによってかかる力は、核分裂炉心からばねが離れているという事実により、照射クリープによって弛められる可能性はない。したがってばね６８はテレメトリ装置の検出信頼性を改良する。

変形形態として、トランスデューサはリフレクタと垂直に整合していない。超音波ビームをリフレクタ６６のほうに方向付けるために、集合体ヘッドの内面に固定式反射鏡が配置されている。または、ゲージ６４によって支持されているリフレクタ６６が、例えば束の案内を改良するために、いくつかのファセットを持つ面を有して三面鏡を形成できる。これらの変形形態は有利には、１つのトランスデューサをいくつかの集合体で使用することを可能にする。

ここで、この検出装置ＤＴの動作について簡潔に説明する。

図５Ａから図５Ｃの場合に、集合体２が懸架されているとき、ゲージ６４は吸収材集合体２のアタッチメントヘッドに接触して載っていてばね６８は圧縮されており、リフレクタ６６はトランスデューサ（複数）から離れて配置され、それは、吸収材集合体の非挿入状態に対応する。

閾値温度に達したため、あるいは意図せざる起動の間に集合体が落下する（図５Ｄ）と、ゲージ６４はもはや、ばね６８の拡張動作および重力を受けてアタッチメントヘッド上に支持されず、ゲージ６４はリフレクタ６６を伴いながらリーミング６５内を下方に摺動し、把持ヘッド１３に載る第２の位置へと動く。トランスデューサ６７はトランスデューサ６７とリフレクタ６６の間の距離の増加を測定して、それにより集合体２の挿入を検出する。

この検出器は特に信頼性が高い。ゲージ６４は小さい断面を有しているため、結果として曲げに関して可撓性があり、リーミング内に大きな機械的クリアランスが形成される。把持ヘッド１３が軸の歪曲および／またはリーミングの潰れにより著しく変形したとしても、機械的閉塞の全てのリスクは防止されうる。

この検出装置は、この連の起動および挿入に関する信頼性を何ら損なうことなく、落下した吸収要素の検出（および炉心における位置決め）を全ての条件下で保証する。

この検出装置は、挿入された負の反応度を検出する手段を多様化するために、ＴＲＴＣおよび／または核分裂室に加えて使用されるか、または、これらの技法の代わりに使用されうる。

本発明によれば、起動および挿入システムＳＩは集合体へと追加され、その場合、起動および挿入システムＳＩはキャリア集合体から完全に独立しており、したがって、燃料集合体から独立して管理されうる。

したがって、例えば現場外での集合体２の起動および落下テスト、すなわち原子炉外での動作テストを、カプセル１０のみに対して実行することが可能である。これらの動作テストは、集合体Ａへの初期組み込みの前に系統立てて実行されうる。

必要ならば、起動および挿入装置は検査または交換され、または、システム誤動作がある場合は、他の燃料集合体要素から独立して再装備されうる。この交換または再装備は、集合体全体を取り除かなくとも成立しうる。これが可能であると、挿入システムの寿命を燃料集合体の寿命から独立して管理するという利点があり、それは、組立コスト削減、またはポストサイクル用の活性廃棄物量の最小化が必要な場合に有用でありうる。

本発明による起動および挿入装置ＤＩは、取り外し可能な起動および挿入システムに特に適している。この起動および挿入装置によって、また、より特定的には、ハンドリング温度まではロック状態を保証するストップ面２４によって、ハンドリング中にピンがロック解除されるというリスクはすべて回避され、吸収要素の組は、ピン、アタッチメントヘッド、またはケーブルが破損したのでなければ、キャリア集合体へのカプセルの設置中、例えば衝撃がある場合には落下しえない。このことは、集合体の炉心への統合中（前に説明したハンドリング状態）にも有利である。

本発明の燃料集合体構造によって、また、本発明の起動および挿入システムの統合によって、体積当たりの燃料比が若干減少し、結果として炉心の中性子性能もまた若干減少する。中央空間の体積は、燃料の体積率をキャリア燃料集合体において約７％引き下げ、炉心においては約０．６％引き下げる。

さらに、キャリア集合体のデザインは、最新技術による集合体の燃料サイクルを、最小数の修正で適用することを可能にし、従って、コストを最適化する。

さらに、本発明の集合体の構造が燃料集合体の圧力損失に与える影響は非常に小さいため、炉心熱水力を最適化する。

本発明の起動および挿入装置と関連付けられた本発明の集合体は、燃料集合体の流れを最適に利用し、それが最大限の起動速度および精度を保証する。集合体においてシェルが中央位置にあること、ならびにその構造によって、シェル内の流れは標準的燃料集合体内での流れに非常に似たものとなり、したがってその膨張は冷却材温度を表し、したがって、集合体の状態を表す。

本発明は負の反応度の挿入の信頼性を最適化する。カプセルは、顕著な剛性を持つシースによって変形から保護されているため、また、カプセル挿入後に大きなラジアルクリアランスがあるため、燃料棒束の変形から機械的に隔離される。シースと六角形の管の間に燃料棒束が存在することも、格子ピッチに影響する変形からカプセルが機械的に隔離されうることを意味するが、それは、燃料棒束が、六角形の管の変形に対応する能力を多少有するからである（燃料棒とスペーサワイヤの間のクリアランスの存在）。

ここで、吸収材集合体２の詳細を説明する。吸収材集合体２の使用は挿入信頼性をさらに最適化し、後に説明する吸収材要素の組は、変形したカプセル内に容易に挿入されうる。集合体２は、ケーブル６上に嵌め付けられた球状の吸収要素４を備えている。この集合体は非常に可撓性があり、それがカプセルへの挿入を容易にする。

連に沿った分散は、アーチング効果および／または、立体スタックの場合に起こりうる焼結型現象による閉塞を防止する。

吸収要素２の球形の形状は、カプセルへの吸収要素の良好な挿入信頼性をもたらすが、それは、球形の形状は、変形した構造および／または小寸法の構造内により容易に挿入されうるからである。さらに、吸収要素自体に関連する熱的および熱機械的局面を考慮すると、球形形状は、コア温度を最小化するための最適な冷却条件をもたらす。例えば、コアと外表面の間の温度勾配は、最新技術の円筒形状での場合に比べて三分の一低い。

コアと吸収要素の外表面の間の温度勾配が低いため、温度ストレスも低い。そのため、ひび割れのリスクも低減される。

負の反応度の挿入のための吸収材の量が最適に利用され、球形の形状は、単位体積あたりの中性子自己遮へいの影響を最小化する。

球状要素は固体で、単一の吸収材から作製されうる。変形例として、要素の特性を最適化するために要素を２つの異なる材料から作製することも可能であろう。例えば、金属コアは、セラミック材料（Ｂ_４Ｃなど）より低い中性子吸収能で作製されうるが、より高い熱伝導性を持つようにして、それでコア温度を引き下げて溶融のマージンを増加させ、セラミック材料は周囲壁用に保留されうる。２つの材料は、２つの材料間の差異のある膨張が、要素の機械的健全性を保証するように選択される。そのような要素は例えば、セラミック材料で作製された２つの中空の半球によって包囲された金属球から作製される。

別の変形形態において、この球状要素は中空である。この構造は、特に、望まれない挿入の場合に、吸収材が被る最大温度を、この構造が引き下げることができるため、熱の観点から有利である。この構造は、コアと周囲の間にもはや差異のある膨張現象が存在しないため、温度による要素への二次的ストレスの規模を低減する。中性子の観点からすると、コアの材料は、その遮へい効果により周辺材料よりも有効度が著しく低い。結果として、中空の球におけるコア材料の欠落は特に重要ではない。

中空の球状要素は、２つの中空の半球の組み付けによって、または、固体球にリーミングを設けることによって作製されうる。後者の場合、リーミングの両側に、連のケーブルとの機械的な直径方向クリアランスを削減するために、金属製インサートが設けられうる。

ケーブル６は編組金属ファイバまたは編組ドライセラミックファイバから製作される。

集合体は、ピン２０と協働する端部の一方に上述のアタッチメントヘッドを備えている。

有利には、集合体は、アタッチメントヘッドが嵌るその端部と反対側の端部に、少なくとも１つ、好ましくはいくつか（例えば３つ）の金属要素を備え、それで、吸収材からなる要素に置き換える。第１に、これらの要素は吸収要素のストップ部材を形成する。第２に、中性子束が吸収要素の特性を劣化させうるため、これらの要素は吸収要素用の、核分裂炉心からの部分的中性子遮へいを形成する。例えば、Ｂ_４Ｃの場合、その熱伝導性は照射の影響で減少し、それは要素のコア温度の上昇につながる。Ｂ_４Ｃ要素は、中性子遮へいを形成する金属要素の挿入により部分的に保護される。

最後に、吸収要素材料の濃度が低い場合にバラストを形成できる。バラストの存在は集合体の落下時間を低減し、閉塞のリスクを減少させうる。さらに、これらの金属要素はカプセルの底部において衝撃を吸収でき、それは、耐衝撃性が低いＢ_４Ｃの場合には特に有益である。

有利には、吸収要素の間に機械的減衰手段が挿入されうる。例えば、ベルビルワッシャが使用されうる。これらの手段は、要素の各対の間に配置される必要はない。

ケーブルは球のスタックの高さよりも長く、それが連の可撓性を決める。この機械的クリアランスは、拡張、膨張、クリープなどの、照射の影響による構成要素の変形に応じた寸法になっている。

さらに、ケーブルと、球を貫通するリーミングの間にラジアルクリアランスが設けられている。

炉内での差異のある変形（拡張および照射膨張）によりＢ_４Ｃなどの吸収材料の破砕のリスクがある場合、吸収要素には金属クラッディングを形成するスリーブが設けられ、金属クラッディングの内側に吸収材が配置される。

吸収要素は任意の中性子吸収材から作られることができる。例えば吸収要素は、多少の^１０Ｂ濃縮を施した炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）でありうる。

ハフニウムベースの材料も使用されうる。これらの材料は落下時間を減少できる高い密度を有し、照射下でガスを放出しないため、膨張を引き起こさず、その負の反応度が、照射下で大きく損じられることがない。したがって、中性子効率および検出性レベルが安定している。ハフニウム金属も使用されうる。ハフニウム金属は、Ｂ_４Ｃに比べて単位体積当たりの中性子効率が著しく低いが、Ｂ_４Ｃよりも顕著に高い熱伝導性を持ち、照射の影響下で安定している利点がある。ハフニウム金属のように非照射状態で高い熱伝導性を持ち、照射下で安定しているハフニウム水素化物も使用されうる。

例えばＴｉＢ_２やＨｆＢ_２などの、溶融温度が３３００℃程度の耐火性ホウ化物タイプの吸収材を使用することも可能である。６ホウ化ユウロピウムＥｕＢ６を使用することも可能である。Ｅｕ_２０_３を使用することも可能である。これは照射下でガス様生成物を生成せず、高い吸収能力をも有している。

変形例として、連沿いの位置によって異なる吸収材から作製された吸収要素を想定できる。例えば、連の底部にハフニウムベースの要素を配置して、連の頂部にＢ_４Ｃベースの要素を配置しうる。この分散は、必要な負の反応度の真髄部分をＢ_４Ｃ要素で提供し、他方、連の底部にあるハフニウム要素は、非挿入状態において、連の頂部に配置されているＢ_４Ｃ要素のための中性子遮へいを形成する。同時にハフニウム要素は、挿入当初において負の反応度に対する顕著な補完性をもたらし、挿入の終盤においてトータルでの付加的な負の反応度に貢献する。さらに、ハフニウム要素は、懸架位置における照射下の熱伝導性が減少しないため、挿入状態での溶融のリスクをもたらさない。

ハフニウムは、全体的な炉心溶融の場合に緩和材としても使用されうる。

加圧水型原子炉の場合、吸収材に使用される材料は例えば、ハフニウム、Ｄｙ^１１Ｂ_６、Ｇｄ^１１Ｂ_６、Ｓｍ^１１Ｂ_６Ｅｒ^１１Ｂ_４、天然ＨｆＢ_２および天然ＴｉＢ_２である。

冷却材は、例えばナトリウムなどの任意の適切な液体金属から構成されうる。鉛および鉛ビスマスは、高速炉で使用されうる他の液体金属である。ナトリウムは、熱伝導性が良いため優先的に使用される。さらに、ホウ化吸収材の場合、液体金属媒体は、^１０Ｂから派生するヘリウムのために、容器（棒、カプセルその他）の強い加圧という潜在的な問題を回避する。最後に、金属媒体の高い粘度はまた、落下距離の終盤における顕著な累進的減速を可能にし、それが吸収セラミックの破砕のリスクを強く制限する。

図解的例として、本発明の集合体サイジングの例を挙げる。

球状吸収要素の組は高さが８００ｍｍでありうる。吸収要素のサイズと質量は、その原材料に依存する。
−４８％１０Ｂ濃縮Ｂ_４Ｃの場合、直径は３５ｍｍで、質量は１．８ｋｇである、
−７１％１０Ｂ濃縮ＨｆＢ_２の場合、直径は３５ｍｍで、質量は１０．８ｋｇである、
−ハフニウムの場合、直径は６７ｍｍで、質量は４６．９ｋｇである、
−Ｅｕ_２Ｏ_３の場合、直径は５２ｍｍで、質量は１７．６ｋｇである。

３５ｍｍ直径の球状吸収要素に基づく起動および挿入システムの、集合体への一体化は、燃料棒２環の排除に相当する。その排除は、燃料の体積率に対し、キャリア燃料集合体において７％影響し、炉心においては０．６％影響する。

システムのオペレーションに関して、Ｚ１０ＣＮＤＴ１５．１５Ｂから形成されたシェルとＷ−５Ｒｅから製造されたカプセルと仮定して、起動温度は６６０℃と想定し、選択された構成要素寸法を持つ約８００ｍｍの高さのシェルの場合、カプセルに対するシェルの差異のある軸方向変位は、以下のように計算される：
−周囲温度と作動温度の間では： ５．６５ｍｍ、
−作動温度と起動温度の間では： １．４４ｍｍ。

作動温度と起動温度の間での、ピン２の変位によるアタッチメントヘッドの変位は、次のように計算されうる。ピンの線状変位は５．４ｍｍであり、角度変位は７．２°である。

作動温度と起動温度の間での集合体２のアタッチメントヘッドの軸方向変位は、そのとき３．５ｍｍである。

本発明のキャリア集合体および球状要素の連の形式の吸収要素の組は、ナトリウム冷却高速中性子炉での使用に特に適している。それらは、鉛または鉛ビスマスなどの他の液体金属で冷却される高速炉、ガス冷却式高速炉、加圧液体または沸騰水型原子炉などの、他の種類の原子炉にも適用可能である。

２ 集合体
２．１ アタッチメントヘッド
４ 球状の吸収要素
６ ケーブル
１０ カプセル
１１ 保持手段
１３ 把持ヘッド
１８ コントロールヘッド
１９ シェル
２０ ピン
２０．１ 第１の長手方向端部
２０．２ 第２の長手方向端部
２０．３ エッジ
２２ ノッチ
２４ ストップ面
２６ スラスト面
２８ カム面
３０ キャビティ
３２ タブ
３６ 開口
４０ ボックス
４１ 核燃料棒
４２ 中心部
４４ 集合体スタンド
４６ 供給オリフィス
４８ 開放した上方部分
５２ ハウジング
５４ シース
６４ ゲージ
６５ リーミング
６６ リフレクタ
６７ トランスデューサ
６８ ばね
Ａ キャリア集合体
Ｘ１ 長軸
ＤＩ 起動および挿入装置
ＳＩ 起動および挿入システム
ＺＩ 上方域
ＺＩＩ 下方域

Claims (31)

1. 垂直軸にほぼ沿って配向した長軸（Ｘ１）を持つボックス（４０）と、前記ボックス（４０）の底部に配置された核分裂領域と、前記ボックス（４０）の頂部に配置された自由体積部と、前記長軸（Ｘ１）に沿った頂部の側に配置された前記核分裂領域の端部から、長軸（Ｘ１）に沿って前記核分裂領域の少なくとも一部にわたって延在する前記核分裂領域内の自由空間（５２）と、前記自由空間（５２）を縁取るシース（５４）と、起動および挿入システム（ＳＩ）とを備えた原子炉用キャリア集合体であって、前記起動および挿入システムは、長軸（Ｘ）を持つカプセル（１０）と、前記カプセル内に懸架された挿入対象集合体（２）と、前記集合体が事故状態にある場合に前記挿入対象集合体を解放することができる起動および挿入装置（ＤＩ）とを備え、前記カプセル（１０）は前記シース（５４）内に部分的に挿入され、前記起動および挿入システムは前記キャリア集合体内に取り外し可能に設置され、前記カプセルは把持ヘッドを備えており、前記把持ヘッドから前記起動および挿入システム（ＳＩ）が、前記シース（５４）上方に懸架される、キャリア集合体。
2. 前記起動および挿入装置は前記ボックスの頂部領域の頂部に配置されている、請求項１に記載のキャリア集合体。
3. 前記自由空間（５２）は、前記起動および挿入システムの長軸（Ｘ）が前記集合体の軸（Ｘ１）と共軸になるように、前記核分裂領域の中心部に配置されている、請求項１または請求項２に記載のキャリア集合体。
4. 前記挿入対象集合体は、中性子吸収材および／または緩和材の種類である、請求項１から請求項３のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
5. 前記挿入対象集合体（２）の長手方向寸法は、前記カプセル（１０）の総長手方向寸法の半分以下である、請求項１から請求項４のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
6. 前記カプセルは、前記挿入対象集合体の落下をその落下移動の終盤において減衰する手段を備えている、請求項１から請求項５のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
7. 前記カプセル（１０）は、前記シース内に配置されたその部分の終端に冷却材供給オリフィスを備えている、請求項１から請求項６のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
8. 前記集合体の核分裂領域に起動および挿入システム（ＳＩ）を配置するためのガイド手段を、前記キャリア集合体の自由体積部と同じ側に位置する前記シースの端部に配置して備えている、請求項１から請求項７のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
9. 前記ボックスは六角形の断面を持ち、前記シース（５４）は、六角形の外形断面と、六角形または円形の内断面を持ち、前記カプセル（１０）は円形の外形断面を持つ、請求項１から請求項８のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
10. 前記挿入対象集合体（２）は、互いに枢着されて設置された複数の要素（４）を備え、端部要素のうち１つは、起動および挿入装置（ＤＩ）を保持する手段（１１）と協働するアタッチメントヘッド（２．１）を形成している、請求項１から請求項９のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
11. 前記要素（４）はケーブル（６）上に嵌め付けられる、請求項１０に記載のキャリア集合体。
12. 前記ケーブルは編組金属ファイバまたは編組セラミックファイバ製である、請求項１１に記載のキャリア集合体。
13. 前記要素（４）それぞれは球形の形状である、請求項１０、１１または１２に記載のキャリア集合体。
14. 少なくとも一対の要素の間に減衰手段を備えている、請求項１０から請求項１３のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
15. 前記要素（４）はいくつかの吸収材から形成されている、請求項１０から請求項１４のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
16. 前記要素（４）は、第１の吸収要素に少なくともいくつかの要素を備え、第２の吸収要素に別の要素を備えている、請求項１０から請求項１５のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
17. 前記要素は中空であるか、または、２つの異なる材料で構成された中心コアと周辺ケーシングを備えている、請求項１０から請求項１６のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
18. 前記起動および挿入システムは温度の変動に感応性を持つ、請求項１から請求項１７のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
19. 前記起動および挿入システムは差異をもって膨張する種類のものである、請求項１８に記載のキャリア集合体。
20. 前記起動および挿入システムは、炉作動温度未満の温度では前記挿入対象集合体の挿入を防止するロック手段を備えている、請求項１９に記載のキャリア集合体。
21. 前記挿入対象集合体の挿入を、超音波テレメトリによって検出する手段を備えている、請求項１から請求項２０のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
22. 前記起動および挿入装置は、カプセル（１０）で形成される長手方向の固定部分と、長手方向の可動部分とを備え、前記カプセル（１０）は、前記挿入対象集合体（２）を前記核分裂領域上方に懸架した位置に保持する手段（１１）を備え、前記挿入対象集合体は、前記可動部分の動作により解放されることができ、前記可動部分は、ロック手段と、前記挿入対象集合体を懸架した位置に保持する手段と、前記挿入対象集合体を前記保持手段から解放する手段とを備え、前記ロック手段は、ストップ面と呼ばれる少なくとも１つの第１の面（２４）から形成され、前記挿入対象集合体を解放する手段は、解放面と呼ばれる少なくとも１つの第２の面（２６）と、前記ストップ面（２４）と前記解放面（２６）を長軸に沿って変位させる手段（１９）から形成され、前記変位手段は、冷却材の温度上昇の影響下で、前記カプセル（１０）に対して長手方向に差異をもって拡張できるシェル（１９）によって形成され、前記ストップ面（２４）と前記解放面（２６）の構成は、冷却材の温度が上昇した場合、前記ストップ面（２４）が前記保持手段（１１）から離れる方向に軸方向に動いて、前記解放面（２６）が前記保持手段（１１）に接近する方向に軸方向に動き、冷却材が正常な炉作動温度にあるとき、前記ストップ面（２４）は前記保持手段（１１）から遠ざかる方向に動かされて、前記保持手段がロック解除されるようにし、冷却材の温度が閾値温度を超えたときに、前記解放面（２６）は前記保持手段に推力をかけて、前記挿入対象集合体が解放されるようにする構成である、請求項２０に記載のキャリア集合体。
23. 前記検出手段は、前記カプセルのヘッド上方に配置された少なくとも１つの超音波トランスデューサと、前記トランスデューサに面した前記カプセルのヘッドに設置されたリフレクタ（６６）とを備え、前記リフレクタ（６６）の長手方向位置は、前記挿入対象集合体が前記保持手段（１１）によって定位置に保持されているか否かによって制御され、前記リフレクタ（６６）は、カプセルヘッドを貫通している長手方向リーミング内で自在に摺動するように設置され前記挿入対象集合体に載ることによって前記リフレクタ（６６）をその非挿入状態に保持する長尺要素（６４）を介して前記挿入対象集合体に接続されている、請求項２１と組み合わせた請求項２２に記載のキャリア集合体。
24. 前記挿入対象集合体が存在する場合に圧縮され、前記挿入対象要素が不在の場合に拡張して、前記リフレクタ（６６）を動かすために前記長尺要素（６４）に引張力を加える弾性手段（６８）を備えている、請求項２３に記載のキャリア集合体。
25. 前記シェルと前記カプセル（１０）の間に冷却材循環チャンネルを区切るために、前記シェル（１９）と前記固定部分（１０）の間にラジアルクリアランスが設けられ、前記シェル（１９）は、前記チャンネル内での冷却材の循環のためのオリフィスを備えている、請求項２２から請求項２４のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
26. 前記保持手段（１１）は、少なくとも２つのピン（２０）、好ましくは３つのピンを備えており、前記ピンは長軸（Ｘ）の周りに分配されて前記カプセル（１０）に回転可能に枢着されているため、長軸（Ｘ）に接近した位置へと移動して前記挿入対象集合体（２）を前記ピン（２０）間に保持し、また、前記長軸（Ｘ）から離れた位置へと移動して、その位置では前記挿入対象集合体（２）は解放される、請求項２２から請求項２５のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
27. 前記ストップ面（２４）は、前記ピン（２０）の半径方向外側に配置されて、前記ピン（２０）が前記長軸（Ｘ）から遠ざかる方向に動くことを防止する面であり、前記解放面（２６）は、前記長軸（Ｘ）に対して直角な面であり、前記ピン（２０）は前記カム面（２８）を備えることができ、前記カム面と前記解放面（２６）が連携して前記ピンを前記長軸から離れる方向に枢動させる、請求項２６に記載のキャリア集合体。
28. 前記シェル（１９）がオーステナイト鋼製であり、前記カプセル（１０）はタングステンベース合金製である、または、前記シェル（１９）が加工硬化されたＺ１０ ＣＮＤＴ１５．１５Ｂ鋼製であり、前記カプセル（１０）はＷ−５Ｒｅ製である、請求項２２から請求項２７のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
29. 中性子吸収材の材料が、１０Ｂを可変に濃縮した炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）、ハフニウム金属、例えばＨｆＢ_２やＴｉＢ_２などの耐火性ホウ化物タイプの材料、６ホウ化ユウロピウムＥｕＢ６またはＥｕ２Ｏ３から選択される、液体金属冷却高速炉用、好ましくはナトリウム冷却炉用の、請求項１から請求項２８のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
30. 中性子吸収材に使用される材料が、ハフニウム、Ｄｙ１１Ｂ６，Ｇｄ１１Ｂ６，Ｓｍ１１Ｂ６およびＥｒ１１Ｂ４、天然ＨｆＢ２および天然ＴｉＢ２から選択される、水冷式熱中性子原子炉用の、請求項１から請求項２９のいずれか１項に記載のキャリア集合体。
31. 請求項１から請求項３０のいずれか１項に記載の核燃料集合体とキャリア集合体を備えた原子炉。

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