WO2001099117A1 - Element combustible et reacteur nucleaire a refrigerant gazeux utilisant des elements combustibles de ce type - Google Patents

Element combustible et reacteur nucleaire a refrigerant gazeux utilisant des elements combustibles de ce type Download PDF

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WO2001099117A1
WO2001099117A1 PCT/FR2001/001928 FR0101928W WO0199117A1 WO 2001099117 A1 WO2001099117 A1 WO 2001099117A1 FR 0101928 W FR0101928 W FR 0101928W WO 0199117 A1 WO0199117 A1 WO 0199117A1
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WO
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sheets
fuel
core
fissile
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Patrick Aujollet
Jacques Porta
Stéphano BALDI
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Commissariat A L'energie Atomique
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    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/042—Fuel elements comprising casings with a mass of granular fuel with coolant passages through them
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/36—Assemblies of plate-shaped fuel elements or coaxial tubes
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates mainly to a fuel element intended to be used in the core of a nuclear reactor cooled by a gaseous refrigerant.
  • the invention also relates to a nuclear reactor with gaseous refrigerant, the core of which consists of such combustible elements.
  • a nuclear reactor according to the invention can in particular be used to consume depleted uranium.
  • This classical conditioning nuclear fuel has the drawback of limiting the amount of heat which can be dissipated per unit volume of the heart of the reactor when using a refrigerant gaseous.
  • the heat released by the nuclear fuel pellets is transmitted to the refrigerant circulating between the needles by the gas contained in the space separating the pellet from the cladding, then by the cladding itself.
  • the contact or heat exchange surface between conventional fuel needles and the refrigerant is relatively small.
  • each of the fuel needles generates heat only over part of its length. This leads to taking into account the heat exchange surface between the needles and the refrigerant only for the useful volume of the heart, that is to say for the volume of the heart in which heat is actually generated by nuclear fuel. This defines the heat exchange surface per useful cubic meter of core.
  • the coated fissile particles comprise a fissile core, of spherical shape, coated with several successive layers comprising in particular an internal porous layer capable of housing the fission gases and supporting the swelling of the core, and a layer of silicon carbide Sic forming a barrier. waterproof for fission products.
  • These particles are said to be of the "TRISO" type. Depending on the manufacturing process used, their diameter varies between around a few hundred microns and a few millimeters.
  • the coated particles are agglomerated in a different form by a carbon matrix.
  • a first type of fuel element developed in the United States of America and in France, the coated particles are agglomerated in the form of cylindrical rods, which are then inserted into vertical tubular channels provided for this purpose in blocks of graphite, of hexagonal section, forming the heart of a high temperature reactor, gas cooled.
  • the cylindrical rods are obtained by agglomerating the coated particles and a matrix based on graphite powder.
  • the coated particles are agglomerated in the form of balls, which are piled up in bulk with graphite balls of the same dimension, to constitute the heart of a high temperature reactor, gas cooled.
  • the balls are obtained by agglomerating the coated particles and a matrix carbonaceous to form the central part of the ball, and by coating this central part with a peripheral layer devoid of coated particles.
  • Fuel elements formed of coated particles, agglomerated in the form of sticks or balls, have the notable advantage of being simpler
  • these fuel elements can only be used in nuclear reactors with a thermal spectrum since the coated fissile particles are connected together by graphite, that is to say by a moderating medium or neutron retarder.
  • This type of fuel element also has the drawback of being unsuitable for industrial implementation, in particular because the individual handling of the elements imposed by the need to periodically renew a certain fraction of the reactor core is very delicate. Finally, it is not possible to independently control the heat exchange capacity and the pressure drops, or the geometry of the fuel in the tank, in particular at high values of the speed of the gaseous refrigerant.
  • the main object of the invention is a combustible element, the original design of which allows it to be used in a nuclear reactor cooled by a gaseous refrigerant, by providing a heat exchange surface and a power volume density substantially higher than conventional fuel assemblies.
  • this result is obtained by means of a combustible element for the core of a nuclear reactor with a gaseous refrigerant, said combustible element being characterized in that it comprises a set of juxtaposed combustible sheets comprising elementary fissile particles embedded in a metal matrix, the adjacent combustible sheets having shapes such that they define between them a plurality of flow channels of the gaseous refrigerant.
  • the combustible sheets are assembled by any means so as to define between them channels in which the gaseous refrigerant flows.
  • the fuel elements can consist of sheets which are substantially parallel to one another, between which corrugated sheets are interposed.
  • all the combustible sheets of the same element can in particular be corrugated.
  • the geometry of the fuel element can be flat, circular, spiral, etc.
  • the flow channels of the gaseous refrigerant are substantially parallel to one another.
  • the combustible sheets preferably extend over the entire height of the reactor core and the channels are oriented substantially vertically.
  • the channels have a substantially uniform section over their entire length.
  • the channels have an evolving section, so that each of them successively comprises a converging inlet part and a divergent outlet part, in the direction of flow of the gaseous refrigerant.
  • This arrangement makes it possible to relax the gaseous refrigerant in the converging inlet part of the channels and, therefore, to ensure more efficient cooling of the core since the temperature of the gaseous refrigerant is lower than in the case where the cross section of the channels is uniform.
  • This arrangement also makes it possible to compress the gaseous refrigerant in the outlet diffuser in subsonic regime.
  • the elementary fissile particles are fissile and fertile bodies embedded directly in the metal matrix.
  • Each of the sheets can then be obtained directly by rolling, or collaminated with metallic coatings placed on each of its faces.
  • the elementary fissile particles are coated fissile and fertile bodies, embedded in the metallic matrix.
  • the combustible sheets are obtained directly by rolling.
  • the elements forming the elementary fissile particles are uranium and / or plutonium and / or thorium. It should be noted that the fuel element according to the invention makes it possible to consume depleted uranium, mainly consisting of uranium 238.
  • the invention also relates to a nuclear reactor cooled by a gaseous refrigerant and the core of which is formed of fuel elements of the type defined above.
  • a reactor of this type is characterized in particular by the fact that the flow of neutrons in the core is essentially a flow of fast neutrons.
  • the gaseous refrigerant is advantageously carbon dioxide C0 2 , helium, air or argon.
  • the piloting and the control of such a reactor can be ensured by means of boron carbide control members B 4 C arranged so as to be able to be introduced between the fuel elements.
  • FIG. 1 is a perspective view which shows a fuel element according to a first embodiment of one invention
  • FIG. 2 is a sectional view on a larger scale, in a horizontal plane, of the fuel element of Figure 1;
  • Figure 3 is a sectional view comparable to Figure 2 illustrating an alternative embodiment
  • FIG. 4 is a perspective view comparable to Figure 1, illustrating another embodiment of a fuel element 1 according to the invention.
  • FIG. 5 represents the neutron spectrum obtained by calculation, in an infinite medium, on the assumption that fuel elements in accordance with the invention form the heart of a nuclear reactor cooled by carbon dioxide C0 2 .
  • FIG. 1 there is shown schematically in perspective a fuel element 10 according to a first embodiment of one invention.
  • the fuel element 10 consists of the assembly of a certain number of combustible sheets juxtaposed.
  • the juxtaposed fuel elements comprise flat sheets 12a parallel to one another and corrugated sheets 12b. These flat sheets 12a and corrugated 12b are arranged alternately, that is to say that each of the corrugated sheets 12b is placed between two flat sheets 12a. It will however be observed that this arrangement is given only by way of nonlimiting example of the invention, the different combustible sheets - constituting the combustible element 10 can take many other forms without departing from the scope of the invention, as will be explained later.
  • combustionible sheets means that each of the sheets such as 12a and 12b of the fuel element 10 is massive and constitutes in itself the nuclear fuel, that is to say the fissile medium.
  • Combustible sheets such as 12a and 12b are thin sheets, that is to say sheets having a few millimeters of thickness.
  • the thickness of the sheets 12a and 12b can be approximately 2 mm.
  • Each of the sheets such as 12a and 12b is obtained by rolling or by co-laminating a cermet consisting of elementary fissile particles embedded in a metallic matrix.
  • a cermet consisting of elementary fissile particles embedded in a metallic matrix.
  • the plate obtained is then shaped, for example in a press.
  • Elementary fissile particles are substantially spherical particles whose diameter is of the order of a few hundred microns. Each of them contains a fissile element consisting of plutonium and / or uranium.
  • the metal matrix is made of a metal such as molybdenum, steel, tungsten, zirconium or Zircaloy (registered trademark).
  • the fissile bodies contained in the elementary fissile particles are advantageously uncoated, that is to say that these fissile bodies are embedded directly into the metal matrix, without being protected by one or more coatings.
  • the confinement of the fission gases released by these particles is then ensured directly by the metal matrix. This result can in particular be obtained by rolling an ingot having a higher concentration of fissile particles in its center than near its faces.
  • a metal coating can be provided on each of the said faces.
  • the combustible sheets such as 12a and 12b are then produced by co-laminating with the aforementioned coatings.
  • the metal of the coatings is chosen from the same group of materials as the metal of the matrix.
  • elementary fissile particles constituted by coated fissile bodies that is to say coated with several protective layers including in particular a layer of silicon carbide Sic. The presence of a metal coating on each of the faces of the fuel plate is then not necessary and it is manufactured directly by rolling and possibly forming.
  • the various combustible sheets such as 12a and 12b entering into the composition of the combustible element 10 are assembled in such a way that the adjacent combustible sheets define between them a plurality of channels 14 for the flow of gaseous refrigerant.
  • the channels 14 are preferably substantially parallel to each other.
  • the channels 14 all have in section substantially the shape of a flattened isosceles triangle.
  • This arrangement provides a relatively large heat exchange area between the combustible material and the gaseous refrigerant.
  • the pitch of the corrugations of the sheets 12b being 20 mm and the spacing between the median planes of two consecutive flat sheets 12a being 10 mm , one obtains for each channel 14 a heating perimeter of 43.8 mm and for the whole core, a volume density of exchange surface of 436 / m.
  • the monobloc nature of the sheets such as 12a and 12b ensures efficient heat transfer between the combustible material they contain and the gaseous refrigerant. The objectives sought are thus achieved.
  • the shapes of the various sheets such as 12a and 12b used in the composition of the fuel element 10 according to the invention are chosen so as to offer the largest possible heat exchange area between the walls of these sheets and the gaseous refrigerant, while keeping a reasonable value of resistance to flow. Large values of heat exchange surfaces between the combustible material and the gaseous refrigerant are thus obtained per unit volume of the core.
  • the assembly of the different combustible sheets such as 12a and 12b used in the composition of the fuel element 10 can be ensured by any suitable means.
  • the combustible sheets can be kept in abutment against one another by an envelope 16 of rectangular section surrounding all the combustible sheets on the two faces of the stack of sheets as well as on the sides of this stack oriented parallel to the channels 14.
  • the casing 16 can be replaced by two or more holding devices, encircling the sheet stack, by a set of bolts or equivalent fixing members passing through the 'stacking of sheets, by gluing or welding adjacent sheets, etc.
  • the fuel element 10 is intended to be placed vertically in the core of a nuclear reactor with gaseous refrigerant.
  • the gas coolant flow channels 14 are then oriented substantially vertically and the coolant circulates there from bottom to top.
  • the fuel element 10 and the combustible sheets such as 12a and 12b which constitute it advantageously extend over the entire height of the reactor core.
  • the corrugated sheets 12b are all identical and their corrugations are aligned, so that each of the flat sheets 12a is alternately in contact with a corrugation of a first corrugated plate 12b situated on one side of this flat plate 12a and with an undulation of a corrugated plate 12b situated on the other side of the plate 12a.
  • FIG. 3 a variant of this first embodiment is shown, in which the corrugated sheets 12b are offset regularly from one corrugation from one corrugated plate 12b to the other. Consequently, the two faces of each of the flat sheets 12a are simultaneously in contact with a corrugation of each of the corrugated sheets 12b located on either side of this flat plate. In other words, the consecutive corrugated sheets 12b are arranged symmetrically with respect to the median plane of the flat plate 12a placed between them.
  • the various combustible sheets forming the combustible element 10 can take many other forms without departing from the scope of the invention.
  • the flat sheets 12a can be omitted.
  • the corrugations of the sheets 12b may have different heights and / or be replaced by more complex shapes.
  • the stack of sheets can be rolled up on itself to present a circular, spiral section, etc.
  • all the techniques usually used in heat exchangers made of stacked sheets can be transposed to the production of fuel elements 10 according to one invention.
  • the flow channels 14 for the gaseous refrigerant formed between the combustible sheets always have a substantially uniform section over their entire length.
  • the channels 14 may also have an evolving section.
  • each of the channels 14 may successively include a lower converging inlet part and a diverging upper outlet part, forming a diffuser, in the direction of flow of the gaseous refrigerant inside the fuel element 10, it that is to say from bottom to top.
  • This arrangement makes it possible to relax the gaseous refrigerant in the converging inlet part of each of the channels. This ensures more efficient cooling of the reactor core since the temperature of the gaseous refrigerant is lower than when the channels 14 have a uniform section.
  • the gaseous refrigerant is compressed in the divergent outlet part in subsonic regime.
  • the fuel element 10 described above with reference to FIG. 1 is in the form of a panel whose dimensions may be, for example, 2 m in the length or height direction, 47 cm in the width direction and 7.2 cm in the thickness direction.
  • a panel is obtained by assembling fifteen combustible sheets 2 mm thick comprising eight flat sheets 12a and seven corrugated sheets 12b, the spacing between the median planes of two adjacent flat sheets 12a being 10 mm and the spacing between two consecutive corrugations of the corrugated sheets 12b also being 10 mm.
  • the fuel elements 10 according to the invention are intended to be used in the core of a nuclear reactor cooled by a gaseous refrigerant.
  • This gaseous refrigerant can in particular be carbon dioxide C0 2 , helium, air or argon under pressure.
  • the power density in the fuel is limited to 195 MW / m 3 , and the relatively low surface flux (225 KW / m 2 ) corresponding to the very large exchange surface ensures a temperature difference of less than 65 ° C between the center of fuel and refrigerant gas.
  • the fuel temperature at the hottest point is then below 700 ° C.
  • the pressure losses from the flow of carbon dioxide through the core are approximately 3 bars.
  • a significantly higher power density is obtained by using carbon dioxide under a pressure of 40 bars, its flow speed leaving the core being 50 m / s and the inlet and outlet temperature of the carbon dioxide being respectively 250 ° C and 800 ° C.
  • the thermal power of the core is 2816 MW, which corresponds to an electrical power of 1240 MWe taking a yield of 43%.
  • the power density in the fuel is 319.11 MW / m 3 , the temperature at the core of the fuel is slightly less than 900 ° C and the pressure drop estimated at the passage of the core is slightly less than 4 bars.
  • Power characteristics (of the order of 1200 MWe) close to those of the second case above can be obtained by using helium as refrigerant, at a pressure of 70 bars, the speed at the outlet of the core being 65 m / s and the temperatures of inlet and outlet of the core being 260 ° C and 900 ° C.
  • the maximum fuel temperature is less than 1000 ° C and the pressure drop in the core is less than 1 bar.
  • the elementary fissile particles contained in the combustible sheets such as 12a and 12b are formed from fissile elements such as uranium and / or plutonium and possibly from fertile elements such as thorium.
  • the uranium particles are advantageously in the form of depleted uranium dioxide U0 2 and plutonium dioxide.
  • depleted uranium dioxide designates particles containing 0.25% of uranium 235 for 99.75% of uranium 238.
  • the particles of plutonium are generally in the form of plutonium dioxide Pu0 2 obtained at from plutonium from an existing pressurized water nuclear reactor.
  • plutonium known as "2016 quality" is advantageously used, that is to say plutonium whose average composition corresponds to that which would be produced in 2016 by 900 MW pressurized water reactors electric, after three classic cycles, cooled for three years, reprocessed and manufactured in the following two years.
  • each of the combustible sheets can comprise 34% of particles of U0 2 , 16% of particles of Pu0 2 and 50% of metallic matrix, by volume.
  • the metal of the matrix can in particular consist of molybdenum, steel, tungsten, zirconium or Zircaloy (registered trademark).
  • This composition is obviously given by way of illustration, the contents of fissile cores are optimized according to the • 'management strategy affected the heart.
  • Figure 5 there is shown the neutron spectrum, obtained by calculation, of a nuclear reactor whose core is formed of fuel elements having a constitution according to the example above.
  • Figure 5 represents the distribution of the neutron flux (in ns _1 .cm "2 ) as a function of energy (in electronvolts), in infinite medium.
  • This neutron spectrum shows that the neutron flux in the core is essentially a fast neutron flux (speed of the order of 40,000 km / s).
  • the flux can be considered as zero below a threshold energy of around 50 electronvolts and as almost none in the area of uranium 238 resonances.
  • characteristic makes it possible to reduce the rate of resonant uranium 238 capture, by reducing the production of uranium 239. This characteristic also makes it possible to increase the rate of fission in the fast range of uranium 238, by appreciably improving the proportion of delayed neutrons ⁇ ⁇ ff.
  • the neutron calculations show that the fuel elements in accordance with the invention, together with the aforementioned assembly composition, make it possible to obtain very advantageous neutron properties.
  • the Doppler coefficient is of the order of -1.40 pcm / ° C, which makes it possible to envisage an intrinsically safe behavior of the core in the event of power excursion resulting in an increase in the fuel temperature.
  • the reactivity coefficient is around 1.467 for a new core (infinite medium). Taking into account the power density released by the fuel (approximately 88 W / g of heavy nuclei) it is possible to carry out very long cycles and in particular to obtain a combustion rate on unloading which tends towards 100 GWj / t (equivalent U0 2 ).
  • Table I gives the initial composition in heavy nuclei of a core of nuclear reactor in accordance with the example considered, as well as the final composition of this core for a volume power of 195 WM / m 3 (which corresponds to the first example of a C0 2 reactor defined above) and a rate of combustion on unloading of 125 GWj / t.
  • the mass values, expressed in kg have been calculated for the dimensions of the core given previously by way of example (18 m 3 ).
  • the initial composition of the fuel could be optimized so as to improve the consumption of plutonium.
  • this type of fuel has the main advantage of being a significant consumer of uranium 238 (reduction of approximately 30%). This represents a significant economic recovery of this combustible material, available in very large quantities.
  • a gas-cooled nuclear reactor the core of which consists of fuel elements in accordance with the invention, is ensured by inserting sheets of boron carbide between the fuel elements.
  • boron locally has a very high absorption rate and therefore has a very high efficiency. Indeed, it has cross sections in this energy domain of the same order of magnitude as that of the fuel isotopes but its concentration is more than 50 times higher. Consequently, the insertion of a boron carbide plate per fuel element is sufficient to guarantee the multiplication factor (k infinite) a value less than 0.925.
  • the increase in specific power leads to a reduction in the length of the cycle.
  • the cycle obtained remains very interesting. So, in the case of a fuel containing 8% by volume of plutonium oxide, three cycles of approximately 30 months are obtained and in the case of a fuel with 5% by volume of plutonium oxide, three cycles of 12 months are obtained. Furthermore, the increase in power has practically no effect on the percentages of plutonium and uranium consumed when the plutonium content is high. However, the production of minor actinides is slightly lower when the potency is increased.
  • the fuel elements in accordance with the invention can be used both in cores of parallelepiped shape as in cores of cylindrical shape or the like. As already indicated, the shape of each of the fuel elements may indeed be different from that which has been described with particular reference to FIG. 1.

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Abstract

Elément combustible et réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux utilisant des éléments combustibles de ce type. Un élément combustible (10), destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux, comprend un assemblage de tôles combustibles (12a, 12b) juxtaposées, définissant entre elles des canaux (14) d'écoulement du réfrigérant gazeux. les tôles combustibles (12a, 12b) sont constituées de particules fissiles élémentaires, de préférence non revêtues, noyées dans une matrice métallique. Un revêtement métallique peut être placé sur les deux faces de chaque plaque (12a, 12b).

Description

ELEMENT COMBUSTIBLE ET REACTEUR NUCLEAIRE A REFRIGERANT GAZEUX UTILISANT DES ELEMENTS COMBUSTIBLES DE CE TYPE
DESCRIPTION
Domaine technique
L'invention concerne principalement un élément combustible destiné à être utilisé dans le cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par un réfrigérant gazeux. L'invention concerne également un réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux dont le cœur est constitué de tels éléments combustibles.
Un réacteur nucléaire conforme à l'invention peut notamment être utilisé pour consommer de l'uranium appauvri .
Etat de la technique
Les réacteurs nucléaires en fonctionnement utilisent pour la plupart du combustible nucléaire conditionné sous forme de pastilles empilées dans des gaines métalliques étanches . Les gaines contenant les pastilles de combustible nucléaire forment des aiguilles de combustible. Celles-ci sont regroupées en faisceau par une ossature rigide, pour former des assemblages combustibles. Un agencement comparable est généralement envisagé dans les réacteurs nucléaires en projet .
Ce conditionnement classique du combustible nucléaire a pour inconvénient de limiter la quantité de ' chaleur qui peut être évacuée par unité de volume du cœur du réacteur lorsqu'on utilise un réfrigérant gazeux. En effet, la chaleur dégagée par les pastilles de combustible nucléaire est transmise au fluide réfrigérant circulant entre les aiguilles par le gaz contenu dans l'espace séparant la pastille de la gaine, puis par la gaine elle-même. De plus, la surface de contact ou d'échange thermique entre les aiguilles de combustible classiques et le fluide réfrigérant est relativement faible.
Par ailleurs, dans chaque aiguille de combustible classique, une partie de la longueur de l'aiguille est réservée pour des dispositifs de blocage des pastilles et pour l'expansion des gaz provoqués par les fissions nucléaires. Par conséquent, chacune des aiguilles de combustible ne génère de la chaleur que sur une partie de sa longueur. Cela conduit à ne prendre en compte la surface d'échange thermique entre les aiguilles et le fluide réfrigérant que pour le volume utile du cœur, c'est-à-dire pour le volume du cœur dans lequel de la chaleur est effectivement générée par du combustible nucléaire. On définit ainsi la surface d'échange thermique par mètre cube utile de cœur .
Si l'on prend pour exemple le cas d'un cœur de réacteur nucléaire formé d'assemblages combustibles classiques constitués d'aiguilles de 8 mm de diamètre disposées selon un réseau triangulaire et dont les axes sont distants de 12 mm, il existe moins de 202 mètres carrés de surface d'échanges thermiques par mètre cube utile de cœur. Cette limitation de la surface d'échange thermique par unité de volume du cœur s'ajoute à la limitation de la température que peut atteindre le matériau combustible pour entraîner une limitation de la densité volumique de puissance, c'est-à-dire de la puissance délivrée par unité de volume du cœur. Cette limitation est particulièrement pénalisante pour les réacteurs nucléaires refroidis par un réfrigérant gazeux. En effet, ces réacteurs nécessitent une grande surface d'échanges thermiques pour évacuer la puissance du cœur en fonctionnement normal ou pour évacuer la puissance résiduelle après un arrêt d'urgence.
Cette situation conduit à la nécessité de limiter la densité volumique de puissance à des valeurs relativement faibles. Cela pénalise les capacités neutroniques du cœur du réacteur, notamment dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides. Cette situation est également pénalisante pour les coûts de revient de ce type de réacteurs puisque la limitation de la densité de puissance implique des dimensions de cuve et de bâtiment réacteur très importantes si l'on désire réaliser un réacteur présentant une puissance totale intéressante d'un point de vue économique.
Parallèlement à ces assemblages de combustible nucléaire classiques, des études et des expériences sont menées, depuis quelques années, sur des éléments combustibles formés de particules fissiles enrobées, agglomérées par une matrice carbonée. Ces éléments combustibles sont essentiellement destinés à être utilisés dans des réacteurs nucléaires à haute température, refroidis par un gaz caloporteur tel que 1 'hélium. Les particules fissiles enrobées comprennent un noyau fissile, de forme sphérique, revêtu de plusieurs couches successives comprenant notamment une couche poreuse interne apte à loger les gaz de fission et à supporter le gonflement du noyau, et une couche de carbure de silicium Sic formant une barrière étanche pour les produits de fission. Ces particules sont dites de type "TRISO" . Selon le procédé de fabrication utilisé, leur diamètre varie entre environ quelques centaines de microns et quelques -millimètres .
Il existe actuellement deux types d'éléments combustibles dans lesquels les particules enrobées sont agglomérées sous une forme différente par une matrice carbonée . Dans un premier type d'éléments combustibles, développé aux Etats-Unis d'Amérique et en France, les particules enrobées sont agglomérées sous la forme de bâtonnets cylindriques, qui sont ensuite insérés dans des canaux tubulaires verticaux prévus à cet effet dans des blocs de graphite, de section hexagonale, formant le cœur d'un réacteur à haute température, refroidi au gaz . Les bâtonnets cylindriques sont obtenus en agglomérant les particules enrobées et une matrice à base de poudre de graphite. Dans un deuxième type d'éléments combustibles, développé en Allemagne, les particules enrobées sont agglomérées sous la forme de boulets, qui sont entassés en vrac avec des boulets de graphite de même dimension, pour constituer le cœur d'un réacteur à haute température, refroidi au gaz. Les boulets sont obtenus en agglomérant les particules enrobées et une matrice carbonée pour former la partie centrale du boulet, et en revêtant cette partie centrale d'une couche périphérique dépourvue de particules enrobées.
Les éléments combustibles formés de particules enrobées , agglomérées sous la forme de bâtonnets ou de boulets, ont pour avantage notable d'être plus simples
'et moins coûteux que les assemblages de combustible nucléaire classiques à faisceaux de crayons.
Cependant, ils présentent également des inconvénients sérieux.
Ainsi, ces éléments combustibles ne peuvent être utilisés que dans des réacteurs nucléaires à spectre thermique puisque les particules fissiles enrobées sont reliées entre elles par du graphite, c ' est-à-dire par un milieu modérateur ou ralentisseur de neutrons .
Ce type d'élément combustible a aussi pour inconvénient d'être peu adapté à une mise en œuvre industrielle, notamment du fait que la manutention individuelle des éléments imposée par la nécessité de renouveler périodiquement une certaine fraction du cœur du réacteur est très délicate. Enfin, il n'est pas possible de maîtriser de manière indépendante la capacité d'échange thermique et les pertes de charge, ni la géométrie du combustible dans la cuve, notamment aux valeurs élevées de la vitesse du réfrigérant gazeux.
Exposé de l'invention L'invention a principalement pour objet un élément combustible dont la conception originale lui permet d'être utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi par un réfrigérant gazeux, en procurant une surface d'échanges thermiques et une densité volumique de puissance sensiblement plus élevés que les assemblages combustibles classiques.
Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un élément combustible pour cœur de réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux, ledit élément combustible étant caractérisé en ce qu'il comprend un ensemble de tôles combustibles juxtaposées comportant des particules fissiles élémentaires noyées dans une matrice métallique, les tôles combustibles adjacentes présentant des formes telles qu'elles définissent entre elles une pluralité de canaux d'écoulement du réfrigérant gazeux.
Dans un tel élément combustible, les tôles combustibles sont assemblées par des moyens quelconques de façon à définir entre elles des canaux dans lesquels s'écoule le réfrigérant gazeux. On réalise ainsi un agencement comparable à celui d'un echangeur thermique classique. A cet effet, toutes les technologies utilisées habituellement dans de tels échangeurs peuvent être reprises. Ainsi, les éléments combustibles peuvent être constituées de tôles sensiblement parallèles entre elles, entre lesquelles sont interposées des tôles ondulées. En variante, toutes les tôles combustibles d'un même élément peuvent notamment être ondulées. La géométrie de l'élément combustible peut être plane, circulaire, spiralée, etc.. Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, les canaux d'écoulement du réfrigérant gazeux sont sensiblement parallèles entre eux.
Par ailleurs, les tôles combustibles s ' étendent de préférence sur toute la hauteur du cœur du réacteur et les canaux sont orientés sensiblement verticalement .
Selon un premier agencement possible, les canaux présentent une section sensiblement uniforme sur toute leur longueur.
Selon un autre agencement possible, les canaux présentent une section évolutive, de telle sorte que chacun d'entre eux comprend successivement une partie d'entrée convergente et une partie de sortie divergente, dans le sens de l'écoulement du réfrigérant gazeux. Cet agencement permet de détendre le réfrigérant gazeux dans la partie d'entrée convergente des canaux et, par conséquent, d'assurer un refroidissement plus efficace du cœur du fait que la température du réfrigérant gazeux est plus faible que dans le cas où la section des canaux est uniforme. Cet agencement permet aussi de comprimer le réfrigérant gazeux dans le diffuseur de sortie en régime subsonique . Dans le mode de réalisation préféré de l'invention, les particules fissiles élémentaires sont des corps fissiles et fertiles noyés directement dans la matrice métallique. Chacune des tôles peut alors être obtenue directement par laminage, ou colaminée avec des revêtements métalliques placés sur chacune de ses faces. En variante, les particules fissiles élémentaires sont des corps fissiles et fertiles enrobés, noyés dans la matrice métallique. Dans ce cas, les tôles combustibles sont obtenues directement par laminage .
Les éléments formant les particules fissiles élémentaires sont de l'uranium et/ou du plutonium et/ou du thorium. Il est à noter que l'élément combustible selon l'invention permet de consommer de l'uranium appauvri, constitué principalement d'uranium 238.
L'invention a également pour objet un réacteur nucléaire refroidi par un réfrigérant gazeux et dont le cœur est formé d'éléments combustibles du type défini ci-dessus. Un tel réacteur se caractérise notamment par le fait que le flux de neutrons dans le cœur est essentiellement un flux de neutrons rapides.
Le réfrigérant gazeux est avantageusement du gaz carbonique C02, de l'hélium, de l'air ou de 1 ' argon . Le pilotage et le contrôle d'un tel réacteur peuvent être assurés au moyen d'organes de contrôle en carbure de bore B4C agencés de façon à pouvoir être introduits entre les éléments combustibles .
Brève description des dessins
On décrira à présent, à titre d'exemple non limitatif, un mode de réalisation préféré de l'invention en se référant aux dessins annexés, dans lesquels : - la figure 1 est une vue en perspective qui représente un élément combustible selon un premier mode de réalisation de 1 ' invention ;
- la figure 2 est une vue en coupe à plus grande échelle, dans un plan horizontal, de l'élément combustible de la figure 1 ;
- la figure 3 est une vue en coupe comparable à la figure 2 illustrant une variante de réalisation ;
- la figure 4 est une vue en perspective comparable à la figure 1, illustrant un autre mode de réalisation d'un élément combustible selon 1 ' invention ; et
- la figure 5 représente le spectre neutronique obtenu par le calcul, en milieu infini, dans l'hypothèse où des éléments combustibles conformes à l'invention forment le cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par du gaz carbonique C02.
Description détaillée de modes de réalisation préférés de l' invention
Dans les différents modes de réalisation décrits, les éléments remplissant des fonctions comparables sont désignés par les mêmes références numériques . Sur la figure 1, on a représenté schématiquement en perspective un élément combustible 10 conforme à un premier mode de réalisation de 1 ' invention.
Selon une caractéristique essentielle de l'invention, l'élément combustible 10 est constitué par l'assemblage d'un certain nombre de tôles combustibles juxtaposées. Dans le mode de réalisation illustré sur les figures 1 et 2, les éléments combustibles juxtaposées comprennent des tôles planes 12a parallèles entre elles et des tôles ondulées 12b. Ces tôles planes 12a et ondulées 12b sont disposées de façon alternée, c'est-à-dire que chacune des tôles ondulées 12b est placée entre deux tôles planes 12a. On observera cependant que cet agencement n'est donné qu'à titre d'exemple nullement limitatif de l'invention, les différentes tôles combustibles- constituant l'élément combustible 10 pouvant prendre de nombreuses autres formes sans sortir du cadre de l'invention, comme on le précisera par la suite.
L'expression "tôles combustibles" signifie que chacune des tôles telles que 12a et 12b de l'élément combustible 10 est massive et constitue en elle même le combustible nucléaire, c'est-à-dire le milieu fissile.
Les tôles combustibles telles que 12a et 12b sont des tôles minces, c'est-à-dire des tôles présentant quelques millimètres d'épaisseur. A titre d'exemple non limitatif, l'épaisseur des tôles 12a et 12b peut être de 2 mm environ.
Chacune des tôles telles que 12a et 12b est obtenue par laminage ou par colaminage d'un cermet constitué par des particules fissiles élémentaires noyées dans une matrice métallique. Dans le cas des tôles non planes telles que les tôles ondulées 12b, la plaque obtenue est ensuite mise en forme, par exemple dans une presse. Les particules fissiles élémentaires sont des particules sensiblement spheriques dont le diamètre est de 1 ' ordre de quelques centaines de microns . Chacune d'entre elles contient un élément fissile constitué par du plutonium et/ou de l'uranium.
La matrice métallique est réalisée en un métal tel que le molybdène, l'acier, le tungstène, le zirconium ou le Zircaloy (marque déposée) .
Etant donné que l'élément combustible 10 est prévu pour être utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi par un réfrigérant gazeux, les corps fissiles contenus dans les particules fissiles élémentaires sont avantageusement non revêtus, c'est-à-dire que ces corps fissiles sont noyés directement dans la matrice métallique, sans être protégés par un ou plusieurs revêtements . Le confinement des gaz de fission libérés par ces particules est alors assuré directement par la matrice métallique. Ce résultat peut notamment être obtenu en laminant un lingot présentant une concentration en particules fissiles plus forte en son centre qu'à proximité de ses faces. Si la technique de fabrication des tôles 12a et 12b ne permet pas de garantir la présence de métal entre toutes les particules fissiles élémentaires et les deux faces des tôles, nécessaire au confinement des gaz de fission, un revêtement métallique peut être prévu sur chacune desdites faces. Les tôles combustibles telles que 12a et 12b sont alors réalisées par colaminage avec les revêtements précités . Dans ce cas, le métal des revêtements est choisi dans le même groupe de matériaux que le métal de la matrice. En variante, il est également possible d'utiliser des particules fissiles élémentaires constituées par des corps fissiles enrobés, c'est-à-dire revêtus de plusieurs couches de protection intégrant notamment une couche de carbure de silicium Sic. La présence d'un revêtement métallique sur chacune des faces de la plaque combustible n'est alors pas nécessaire et celle-ci est fabriquée directement par laminage et éventuellement formage.
Selon une caractéristique essentielle de l'invention, les différentes tôles combustibles telles que 12a et 12b entrant dans la composition de l'élément combustible 10 sont assemblées de façon telle que les tôles combustibles adjacentes définissent entre elles une pluralité de canaux 14 d'écoulement du réfrigérant gazeux. Les canaux 14 sont de préférence, sensiblement parallèles les uns aux autres .
Dans le mode de réalisation illustré à titre d'exemple sur les figures 1 et 2 , c'est-à-dire lorsque l'élément combustible 10 est constitué par l'assemblage de tôles planes 12a et de tôles ondulées 12b, les canaux 14 ont tous en section sensiblement la forme d'un triangle isocèle aplati.
Cet agencement, comparable à celui qui est utilisé dans un echangeur thermique à plaque, procure une surface d'échanges thermiques relativement importante entre le matériau combustible et le réfrigérant gazeux. A titre d'illustration, dans le cas de tôles 12a et 12b de 2 mm d'épaisseur, le pas des ondulations des tôles 12b étant de 20 mm et 1 ' écartement entre les plans médians de deux tôles planes 12a consécutives étant de 10 mm, on obtient pour chaque canal 14 un périmètre chauffant de 43 , 8 mm et pour l'ensemble du cœur, une densité volumique de surface d'échange de 436/m.
De plus, le caractère monobloc des tôles telles que 12a et 12b permet d'assurer un transfert thermique efficace entre le matériau combustible qu'elles contiennent et le réfrigérant gazeux. Les objectifs recherchés sont ainsi atteints.
De façon plus générale, les formes des différentes tôles telles que 12a et 12b entrant dans la composition de l'élément combustible 10 conforme à l'invention sont choisies de manière à offrir la plus grande surface d'échanges thermiques possible entre les parois de ces tôles et le réfrigérant gazeux, tout en gardant une valeur raisonnable de résistance à l'écoulement. On obtient ainsi des valeurs importantes de surfaces d'échanges thermiques entre le matériau combustible et le réfrigérant gazeux par unité de volume du cœur.
Cette caractéristique, combinée avec la très bonne conductivité thermique des tôles combustibles en cermet, procure de nombreux avantages. Parmi ces avantages, on citera la possibilité d'obtenir des densités volumiques de puissance satisfaisantes pour la conception neutronique du cœur ainsi que pour le dimensionnement du réacteur et les investissements correspondants. De plus, l'agencement décrit permet un très bon comportement thermique en fonctionnement grâce au faible écart de température entre le matériau combustible et le gaz réfrigérant. Lors d'un arrêt pour l'évacuation de la puissance résiduelle il facilite notamment le fonctionnement en circulation naturelle en cas de perte des moyens normaux de refroidissement tels que les soufflantes assurant la circulation du gaz réfrigérant dans le réacteur. Enfin, l'agencement précité autorise une réduction de la chaleur accumulée dans le combustible, c'est-à-dire une réduction de la température de celui-ci, qui facilite la gestion des transitoires accidentels.
L'assemblage des différentes tôles combustibles telles que 12a et 12b entrant dans la composition de l'élément combustible 10 peut être assuré par tout moyen approprié. Ainsi et comme l'illustre schématiquement 1, les tôles combustibles peuvent être maintenues en appui les unes contre les autres par une enveloppe 16 de section rectangulaire entourant l'ensemble des tôles combustibles sur les deux faces de 1 ' empilement de tôles ainsi que sur les côtés de cet empilement orientés parallèlement aux canaux 14. En variante, l'enveloppe 16 peut être remplacée par deux dispositifs de maintien, ou plus, encerclant l'empilement de tôles, par un ensemble de boulons ou d'organes de fixation équivalents traversant l'empilement de tôles, par un collage ou un soudage des tôles adjacentes, etc..
Comme l'illustre la figure 1, l'élément combustible 10 est prévu pour être placé verticalement dans le cœur d'un réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux. Les canaux 14 d'écoulement du réfrigérant gazeux sont alors orientés sensiblement verticalement et le réfrigérant y circule de bas en haut. De plus, l'élément combustible 10 ainsi que les tôles combustibles telles que 12a et 12b qui le constituent s ' étendent avantageusement sur toute la hauteur du cœur du réacteur.
Dans le mode de réalisation illustré à titre d'exemple sur les figures 1 et 2 , les tôles ondulées 12b sont toutes identiques et leurs ondulations sont alignées, de telle sorte que chacune des tôles planes 12a est alternativement en contact avec une ondulation d'une première plaque ondulée 12b située d'un côté de cette plaque plane 12a et avec une ondulation d'une plaque ondulée 12b située de l'autre côté de la plaque 12a.
Sur la figure 3, on a représenté une variante de ce premier mode de réalisation, dans laquelle les tôles ondulées 12b sont décalées régulièrement d'une ondulation d'une plaque ondulée 12b à l'autre. Par conséquent, les deux faces de chacune des tôles planes 12a sont simultanément en contact avec une ondulation de chacune des tôles ondulées 12b situées de part et d'autre de cette plaque plane. En d'autres termes, les tôles ondulées 12b consécutives sont agencées symétriquement par rapport au plan médian de la plaque plane 12a placée entre elles .
Comme on l'a déjà mentionné, les différentes tôles combustibles formant l'élément combustible 10 peuvent prendre de nombreuses autres formes sans sortir du cadre de l'invention. Ainsi, dans la variante de la figure 3, les tôles planes 12a peuvent être supprimées. Par ailleurs, dans les modes de réalisation des figures 1 à 3, les ondulations des tôles 12b peuvent présenter différentes hauteurs et/ou être remplacées par des formes plus complexes. En outre, dans tous les cas, au lieu de se présenter sous la forme d'un panneau plan, l'empilement de tôles peut être enroulé sur lui-même pour présenter une section circulaire, en spirale, etc.. De façon générale, toutes les techniques habituellement utilisées dans les echangeurs thermiques constitués de tôles empilées peuvent être transposées à la réalisation des éléments combustibles 10 conformes à 1 ' invention.
Dans la description qui précède, les canaux 14 d'écoulement du réfrigérant gazeux formés entre les tôles combustibles présentent toujours une section sensiblement uniforme sur toute leur longueur. Comme l'illustre schématiquement la figure 4, les canaux 14 peuvent aussi présenter une section évolutive. Ainsi, chacun des canaux 14 peut comprendre successivement une partie basse d'entrée convergente et une partie haute de sortie divergente, formant diffuseur, dans le sens de l'écoulement du réfrigérant gazeux à l'intérieur de l'élément combustible 10, c'est-à-dire de bas en haut. Cet agencement permet de détendre le réfrigérant gazeux dans la partie d'entrée convergente de chacun des canaux. On assure ainsi un refroidissement plus efficace du cœur du réacteur puisque la température du réfrigérant gazeux est plus faible que lorsque les canaux 14 présentent une section uniforme. De plus, le réfrigérant gazeux est comprimé dans la partie de sortie divergente en régime subsonique .
A titre d'illustration, l'élément combustible 10 décrit précédemment en se référant à la figure 1 se présente sous la forme d'un panneau dont les dimensions peuvent être, par exemple, de 2 m dans le sens de la longueur ou de la hauteur, de 47 cm dans le sens de la largeur et de 7 , 2 cm dans le sens de l'épaisseur. Un tel panneau est obtenu en assemblant quinze tôles combustibles de 2 mm d'épaisseur comprenant huit tôles planes 12a et sept tôles ondulées 12b, 1 ' ecartement entre les plans médians de deux tôles planes 12a adjacentes étant de 10 mm et 1 ' ecartement entre deux ondulations consécutives des tôles ondulées 12b étant également de 10 mm.
Comme on l'a déjà indiqué, cet agencement permet d'obtenir une densité volumique de surfaces d'échanges de 436/m, un diamètre hydraulique de 5,2 mm, et un périmètre chauffant de 43,8 mm. Les éléments combustibles 10 conformes à l'invention sont prévus pour être utilisés dans le cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par un réfrigérant gazeux. Ce réfrigérant gazeux peut notamment être du gaz carbonique C02, de l'hélium, de l'air ou de l'argon sous pression.
Des calculs simples montrent qu'un réacteur nucléaire refroidi par l'un quelconque de ces gaz et dont le cœur est formé d'éléments combustibles 10 conformes à l'invention permet d'obtenir soit une densité de puissance dans le combustible relativement modeste avec un cœur d'une très grande longévité, soit une densité de puissance plus élevée avec un cœur présentant une longévité encore satisfaisante.
Ainsi, en faisant circuler du gaz carbonique C02 dans un cœur de 9 m2 de section et de 2 m de hauteur, constitué d'éléments combustibles 10 du type décrit en référence aux figures 1 et 2, une très grande longévité est obtenue avec une vitesse de 40 m/s à la sortie du cœur, les températures d'entrée et de sortie étant respectivement de 250°C et de 600°C. Dans ce cas, la puissance thermique échangée est de 1753 MW, ce qui donne une puissance électrique de 720 MWe avec un rendement de l'ordre de 41 %. La densité de puissance dans le combustible est limitée à 195 MW/m3, et le flux surfacique relativement faible (225 KW/m2 ) correspondant à la très grande surface d'échange assure un écart de température inférieur à 65°C entre le centre du combustible et le gaz réfrigérant. La température du combustible au point le plus chaud est alors inférieure à 700°C. Les pertes de charges de 1 ' écoulement de gaz carbonique à travers le cœur sont d ' environ 3 bars .
Une densité de puissance sensiblement plus importante est obtenue en utilisant du gaz carbonique sous une pression de 40 bars, sa vitesse d'écoulement en sortie de cœur étant de 50 m/s et la température d'entrée et de sortie du gaz carbonique étant respectivement de 250°C et de 800°C. Dans ce cas, la puissance thermique du cœur est de 2816 MW, ce qui correspond à une puissance électrique de 1240 MWe en prenant un rendement de 43 %. La densité de puissance dans le combustible est de 319,11 MW/m3, la température au cœur du combustible est légèrement inférieure à 900°C et la perte de charge estimée au passage du cœur est légèrement inférieure à 4 bars . Des caractéristiques de puissance (de l'ordre de 1200 MWe) proches de celles du second cas ci-dessus peuvent être obtenues en utilisant de l'hélium comme réfrigérant, sous une pression de 70 bars, la vitesse en sortie de cœur étant de 65 m/s et les températures d'entrée et de sortie du cœur étant de 260°C et de 900°C. Dans ce cas, la température maximale du combustible est inférieure à 1000°C et la perte de charge dans le cœur est inférieure à 1 bar.
Comme on l'a déjà indiqué, les particules fissiles élémentaires contenues dans les tôles combustibles telles que 12a et 12b sont formées d'éléments fissiles tels que de l'uranium et/ou du plutonium et éventuellement d'éléments fertiles tels que du thorium.
Plus précisément, les particules d'uranium se présentent avantageusement sous la forme de dioxyde d'uranium U02 appauvri et de dioxyde de plutonium. L'expression "dioxyde d'uranium appauvri" désigne des particules contenant 0,25 % d'uranium 235 pour 99,75 % d'uranium 238. Les particules de plutonium se présentent généralement sous la forme de dioxyde de plutonium Pu02 obtenu à partir de plutonium issu d'un réacteur nucléaire à eau sous pression existant. A cet effet, on utilise avantageusement du plutonium dit "de qualité 2016", c'est-à-dire du plutonium dont la composition moyenne correspond à celle qui serait produite en l'an 2016 par des réacteurs à eau sous pression de 900 MW électriques, après trois cycles classiques, refroidis pendant trois ans, retraités et fabriqués dans les deux ans qui suivent. Dans un premier exemple de composition, chacune des tôles combustibles peut comprendre 34 % de particules d'U02, 16 % de particules de Pu02 et 50 % de matrice métallique, en volume. Comme on l'a déjà indiqué, le métal de la matrice peut notamment être constitué par du molybdène, de l'acier, du tungstène, du zirconium ou du Zircaloy (Marque déposée) . Cette composition n'est évidemment donnée qu'à titre d'illustration, les teneurs en noyaux fissiles étant optimisées en fonction de la •' stratégie de gestion affectée au cœur.
Des calculs ont été effectués sur la base de cette composition, à l'aide du code de calcul APOLLO 2 du Commissariat à l'Energie Atomique. Dans ces calculs, on a pris pour hypothèse que les particules de Pu02 étaient obtenues à partir de plutonium de qualité 2016.
Sur la figure 5, on a représenté le spectre neutronique, obtenu par le calcul, d'un réacteur nucléaire dont le cœur est formé d'éléments combustibles ayant une constitution conforme à l'exemple ci-dessus. En d'autres termes, la figure 5 représente la répartition du flux des neutrons (en n.s_1.cm"2) en fonction de l'énergie (en électronvolts), en milieu infini. Ce spectre neutronique montre que le flux des neutrons dans le cœur est essentiellement un flux de neutrons rapides (vitesse de l'ordre de 40 000 km/s). En particulier, le flux peut être considéré comme nul au-dessous d'une énergie de seuil d'environ 50 électronvolts et comme presque nul dans le domaine des résonances de l'uranium 238. Cette dernière caractéristique permet de réduire le taux de capture résonante de l'uranium 238, en réduisant la production d'uranium 239. Cette caractéristique permet également d'augmenter le taux de fission dans le domaine rapide de l'uranium 238, en améliorant sensiblement la proportion de neutrons retardés βθff.
Par ailleurs, les calculs neutroniques montrent que les éléments combustibles conformes à l'invention, conjointement avec la composition d'assemblages précitée, permettent d'obtenir des propriétés neutroniques très intéressantes. Ainsi, le coefficient Doppler est de l'ordre de -1,40 pcm/°C, ce qui permet d'envisager un comportement intrinsèquement sûr du cœur en cas d'excursion de puissance entraînant une augmentation de la température du combustible.
De façon comparable, la proportion de neutrons retardés (βθff) et de 364 pcm, ce qui autorise une bonne marge de contrôle du réacteur, en cas de retrait intempestif d'un organe de contrôle. Ce phénomène favorable est accentué par la forte résistance à la fracturation et la température de fusion relativement élevée de certains cermets .
En outre, le coefficient de réactivité est de l'ordre de 1,467 pour un cœur neuf (milieu infini). Compte tenu de la puissance volumique dégagée par le combustible (environ 88 W/g de noyaux lourds) il est possible de réaliser des cycles très longs et notamment d'obtenir un taux de combustion au déchargement qui tend vers 100 GWj/t (équivalent U02) . Dans les mêmes hypothèses, le tableau I donne la composition initiale en noyaux lourds d'un cœur de réacteur nucléaire conforme à l'exemple considéré, ainsi que la composition finale de ce cœur pour une puissance volumique de 195 WM/m3 (ce qui correspond au premier exemple d'un réacteur au C02 défini ci-dessus) et un taux de combustion au déchargement de 125 GWj/t. Dans ce tableau, les valeurs massiques, exprimées en kg ont été calculées pour les dimensions du cœur données précédemment à titre d'exemple (18 m3).
TABLEAU I
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Le tableau I montre qu'en fin de cycle, la teneur en plutonium fissile reste importante (environ
50 %) . Cela permet d'envisager un retraitement supplémentaire du plutonium afin d'obtenir une charge modulée par l'utilisation d'un support de type UOX enrichi et de permettre une valorisation supplémentaire du plutonium. Par ailleurs, bien que la consommation du plutonium ne soit pas l'objectif principal de l'invention, on peut remarquer que la fraction consommée (34 %) est supérieure à celle d'un réacteur à eau sous pression à 30 % de combustibles de type MOX, celle-ci étant limitée à environ -25 %.
Il est à noter par ailleurs que la composition initiale du combustible pourrait être optimisée de façon à améliorer la consommation de plutonium. Cependant, ce type de combustible a principalement pour avantage d'être un important consommateur d'uranium 238 (diminution d'environ 30 %) . Cela représente une importante valorisation économique de ce matériau combustible, disponible en très grande quantité.
Le contrôle d'un réacteur nucléaire refroidi au gaz et dont le cœur est constitué d'éléments combustibles conformes à l'invention est assuré en insérant des tôles de carbure de bore entre les éléments combustibles. En effet, compte tenu du spectre rapide existant dans le cœur du réacteur, les absorptions des isotopes lourds sont faibles et ont individuellement un poids très limité dans le bilan neutronique. En revanche, le bore présente localement un très fort taux d'absorption et possède donc une efficacité très importante. En effet, il a des sections efficaces dans ce domaine d'énergie du même ordre de grandeur que celle des isotopes du combustible mais sa concentration est plus de 50 fois supérieure. Par conséquent, l'insertion d'une plaque de carbure de bore par élément combustible est suffisante pour garantir au facteur de multiplication (k infini) une valeur inférieure à 0,925.
Des calculs ont également été effectués sur la base d'une composition de combustible contenant une teneur en plutonium réduite de moitié par rapport à l'exemple précédent. Cette hypothèse vise à permettre de relâcher les contraintes liées à la fabrication d'éléments combustible à teneur élevée en plutonium.
Ces calculs montrent que des longueurs de cycles intéressantes (environ trois fois 18 mois) sont obtenues. De plus, le niveau de réactivité initiale étant plus faible, ce combustible peut être contrôlé plus aisément. La moindre quantité de plutonium et la quantité supérieure d'uranium 238 conduisent à un coefficient Doppler et à un taux de neutrons retardés plus avantageux. Par ailleurs, la consommation d'uranium 238 est moindre que dans le cas précédent et la variation de plutonium 239 presque nulle.
D'autres calculs ont été effectués, dans les deux exemples de compositions du combustible énoncés ci-dessus, en prenant pour hypothèse que la puissance volumique est de 319 MW/m3 (ce qui correspond au deuxième exemple d'un réacteur refroidi au C02, donné précédemment) .
Dans les deux cas, l'augmentation de la puissance spécifique engendre une réduction de la longueur du cycle. Cependant, le cycle obtenu reste très intéressant. Ainsi, dans le cas d'un combustible contenant 8 % en volume d'oxyde de plutonium on obtient trois cycles d'environ 30 mois et dans le cas d'un combustible à 5 % en volume d'oxyde de plutonium, on obtient trois cycles de 12 mois. Par ailleurs, l'augmentation de la puissance est pratiquement sans effet sur les pourcentages de plutonium et d'uranium consommés lorsque la teneur en plutonium est élevée. Toutefois, la production d' actinides mineurs est légèrement plus faible lorsque la puissance est augmentée.
Dans le cas d'un combustible à faible teneur en plutonium, la consommation d'uranium 238 et de plutonium 239 est beaucoup plus efficace lorsque la puissance volumique est plus élevée. Bien entendu, les éléments combustibles conformes à l'invention peuvent être utilisés aussi bien dans des cœurs de forme parallelepipédique que dans des cœurs de forme cylindrique ou autres. Comme on l'a déjà indiqué, la forme de chacun des éléments combustibles peut en effet être différente de celle qui a été décrite en se référant notamment à la figure 1.

Claims

REVENDICATIONS
1. Elément combustible (10) pour cœur de réacteur nucléaire à réfrigérant gazeux, ledit élément combustible étant caractérisé en ce qu'il comprend un ensemble de tôles combustibles (12a, 12b) juxtaposées comportant des particules fissiles élémentaires noyées dans une matrice métallique, les tôles combustibles (12a, 12b) adjacentes présentant des formes telles qu'elles définissent entre elles une pluralité de canaux (14) d'écoulement du réfrigérant gazeux.
2. Elément combustible selon la revendication 1, dans lequel les canaux (14) d'écoulement du réfrigérant gazeux sont sensiblement parallèles entre eux .
3. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel lesdites tôles combustibles (12a, 12b) s'étendent sur toute la hauteur du cœur du réacteur et lesdits canaux (14) sont orientés sensiblement verticalement.
4. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les canaux (14) présentent une section sensiblement uniforme sur toute leur longueur.
5. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel les canaux (14) présentent une section évolutive, de telle sorte que chacun desdits canaux comprend successivement une partie d'entrée convergente et une partie de sortie divergente, dans le sens de l'écoulement du réfrigérant gazeux.
6. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les particules fissiles élémentaires sont des corps fissiles et fertiles noyés directement dans la matrice métallique.
7. Elément combustible selon la revendication 6, dans lequel chacune desdites tôles combustibles (12a, 12b) comprend un revêtement métallique sur chacune de ses faces .
8. Elément combustible -selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, dans lequel les particules fissiles élémentaires sont des corps fissiles et fertiles enrobés, noyés dans la matrice métallique.
9. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 6 à 8, dans lequel les corps fissiles sont choisis dans le groupe comprenant l'uranium, le plutonium et le thorium.
10. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel lesdites tôles combustibles comprennent des premières tôles
(10a) , sensiblement parallèles entre elles et des deuxièmes tôles ondulées (10b) disposées de façon alternée .
11. Réacteur nucléaire dont le cœur est formé d'éléments combustibles (10) selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le flux de neutrons dans le cœur est essentiellement un flux de neutrons rapides .
12. Réacteur nucléaire selon la revendication 11, dans lequel le réfrigérant gazeux est choisi dans le groupe comprenant le gaz carbonique C02, l'hélium, l'air et l'argon.
13. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 11 et 12, dans lequel des organes de contrôle en carbure de bore B4C sont aptes à être introduits entre les éléments combustibles (10) .
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