WO2009044061A1 - Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides - Google Patents
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Definitions
- the present invention relates to a fuel assembly for fast neutron nuclear reactor (RNR), in particular for RNR cooled by a liquid metal such as sodium.
- RNR fast neutron nuclear reactor
- the RNR are experiencing a clear renewal of interest.
- the RNRs first draw their energy from plutonium.
- Their heart consisting of plutonium and natural uranium, has a dual function:
- RNRs transform the natural uranium (little fissile) into plutonium (fissile).
- RNRs are referred to as “regenerator” or “breeder” if they produce more plutonium than they consume.
- a fuel assembly for a sodium-cooled fast neutron reactor core comprises: a regular hexagonal section tube containing a bundle of sheathed needles enclosing a fissile and / or fertile material, the needles being generally kept spaced apart by steel wires helically wrapped around them (or grilles)
- the feet and candles are equipped with calibrated apertures which allow a proper distribution of the sodium in the different assemblies, according to their power.
- the assemblies are traversed in the heart by the liquid refrigerant sodium; the latter enters each assembly through the openings provided for this purpose around the foot of the assembly and flows from bottom to top from the foot cooling the needles.
- These assemblies are obviously removable individually and can be removed or set up in the bed base according to the operational requirements of the reactor, particularly for the refilling operations of the latter.
- the responsiveness of an RNR heart varies with the volume of the heart.
- a space is provided between the assemblies.
- the fuel assemblies are provided with platelets (referred to in the remainder of the text as "plot"). arranged approximately opposite the upper end of the fuel zone, a plate being arranged substantially in the center of each of the lateral faces of the hexagonal tube. These pads allow to maintain a spacing between the assemblies. A small clearance is required between the pads to allow the handling of the assemblies at the handling temperature (isothermal state at a temperature generally between 180 0 C and 250 0 C).
- the average plane of the platelets is hotter than the bed base and we obtain a swelling effect of the heart when the temperature increases making the heart easier to ride.
- Platelets indeed benefit from dilatation due to the warming of sodium at the passage of the heart; when power increases, warming increases and causes swelling of the heart reducing reactivity. There is thus a "hogging" effect of the heart with an increase in the diameter at the center plane of the heart. This phenomenon contributes to obtaining a favorable negative temperature coefficient vis-à-vis the safety of the reactor.
- the pads mentioned above are made in the form of plates stamped on the hexagonal tube of the assembly.
- Such a type of stud poses certain difficulties.
- the pads being directly stamped in the thickness of the tube they have a low stiffness that can cause significant elastic deformation; therefore, if the heart is subjected to a centripetal compressive force, its volume is likely to be reduced by the elastic deformation of the platelets resulting in an increase in reactivity.
- these same wafers have a limited mechanical strength; as a result, beyond a threshold effort, they risk plasticizing. This plasticization therefore allows a greater compaction of the heart with a risk of runaway of the chain reaction.
- the steel grade currently used for the hexagonal tubes of the 4th generation RNR assemblies is I ⁇ M10, which is a ferrito- martensitic steel grade. If the use of this ferritic-martensitic steel grade makes it possible to limit the problems related to the swelling of the steel at the level of the fissile parts (in particular the arcure at the head of assembly), it induces however a variable game between the platelets of the assemblies according to the different isothermal states. Thus, the clearance between the plates will notably increase between an isothermal state at 180 ° C. and an isothermal state at 400 ° C.
- the increase in the temperature difference between the inlet and the outlet of the reactor core makes it possible to reduce the clearance between the assemblies. It should be noted that this "catch-up" of games is done more slowly with ferrito-martensitic steel tubes than with austenitic steel tubes. Therefore, in case of an excursion of the temperature in the core to an abnormally high value (for example in case of loss of cooling by the primary pump or disappearance of the normal means of residual power evacuation), the effect of The "heart" of the heart will be less effective and lessen the reactivity of the heart, the control of the reactivity of the heart becoming more difficult.
- the present invention aims to provide a fuel assembly for fast neutron nuclear reactor to both overcome the problems of low stiffness and low resistance platelets and limit the risk of compaction of the heart.
- the invention proposes a fuel assembly for a fast neutron nuclear reactor comprising: a polygonal cross-section tube including a bundle of needles enclosing a fissile and / or fertile material, a plurality of protruding studs, each of the studs being located on one of the outer faces of said tube, said assembly being characterized in that it comprises a support housed inside said tube and above said bundle of needles, said studs being integral with said support, each of said studs having a bearing and being fixed on said support being retracted by the outside of said tube, said tube being provided for this purpose with openings allowing the passage of the proper range to each stud.
- the presence of the internal support forms a continuous structure between the wafers and provides greater rigidity than existing solutions; Moreover, this rigidity remains important that the action on the tube is on two opposite faces or on all faces (on all six faces in the case of a hexagonal tube).
- the fact of making the pads of the structure integral substantially increases the resistance, in particular compared to stamped plates, and considerably reduces the risks of plasticization.
- the material used for the support and the pads may for example be of the same chemical composition as the bed base material so that constant play between inserts is maintained in an isothermal state regardless of the temperature (so we have increased games in state Handling).
- the fuel assembly according to the invention may also have one or more of the following characteristics, considered individually or in any technically possible combination:
- the assembly according to the invention comprises at its lower end a positioning foot in a candle for receiving a sink, said support and said plurality of pads being made of a material of chemical composition substantially identical to that of said bed base said support and said plurality of pads are made of austenitic steel; said austenitic steel is 316 L or 316 Ti.
- said tube is made of one of the following materials:
- ferritic-martensitic steel • steel hardened by dispersion of oxide, carbide or nitride;
- said polygonal cross section of said tube is a hexagonal section;
- said support is provided with a plurality of arms, each arm being integral at its end with one of said pads;
- each of said pads has a surface coating
- each of said pads comprises a chamfer;
- the assembly according to the invention comprises on its upper part of the upper neutron protection means, said support being arranged below the upper neutron protection means; said support is a grid pierced with orifices forming a passage for the coolant circulating in the core of said nuclear reactor;
- said support comprises a ring, each of said pads being evenly distributed around said ring.
- the present invention also relates to a method of mounting an assembly according to the invention characterized in that it comprises the following steps: positioning said support inside said tube above said needle beam,
- the subject of the present invention is also a fast neutron nuclear reactor comprising: a core composed of fuel assemblies according to the invention capable of being cooled by a coolant,
- each of said assemblies comprising at its lower end a positioning foot in a receiving candle of said bed base, said support and said plurality of pads of each of said assemblies being made of a material of chemical composition substantially identical to that of said bed frame.
- Figure 1 is a simplified schematic perspective representation of an assembly according to a first embodiment of the invention
- Figure 2 is a partial schematic isometric view of the assembly of Figure 1;
- Figure 3 is a sectional view of the assembly as shown in Figure 2;
- Figure 4 shows a cross section of the assembly as shown in Figure 2;
- Figure 5 is a sectional view of an assembly according to a second embodiment of the invention.
- Figure 6 is a sectional view of an assembly according to a third embodiment of the invention.
- Figure 1 shows schematically and simplified a fuel assembly 10 according to a first embodiment of the invention.
- the assembly comprises an outer tubular casing 2 hollow and vertical axis, of hexagonal cross section, extended downward by a foot 3.
- the foot 3 allows the assembly 10 to rest on a bed frame not shown and to be powered in liquid metal through the bed base through feed holes and a depressor device (not shown) constituted for example by a system of diaphragms controlling the pressure drop depending on the location occupied by the assembly in the heart of the reactor.
- the outer tubular casing 2 contains from the top: an upper neutron protection (reference 4 schematically represents the size corresponding to this superior neutron protection),
- a fuel zone formed by a bundle of sheathed needles containing the nuclear fuel (reference 5 schematically represents the size corresponding to this bundle of needles enclosing a fissile and / or fertile material).
- the role of the upper neutron protection is to limit the neutron flux and to reduce the damage on the various primary components (in particular on the heart cover cap which carries the heart monitoring instrumentation); it may be a massive piece attached to the upper end of the tube and pierced at its center to leave the liquid sodium or beam of boron carbide needles.
- the assembly 10 further comprises: a support 6 housed inside the tube 2 and situated between the upper neutron protection 4 and the bundle of combustible needles 5,
- FIG. 2 represents in isometric view a portion corresponding to an enlargement of the assembly 10 at the level of the support 6 and the pads 7 and FIGS. respectively represent a sectional view and a cross section of the enlargement of Figure 2. It will be noted that the positioning strips 9 are not shown in Figures 2 to 4.
- the support 6 is a substantially dodecagonal outer shape grid of axis coinciding with the axis of the hexagonal tube 2.
- the support 6 comprises:
- a central portion 11 of substantially cylindrical shape pierced with a central opening 12 (the central opening 12 serves to limit the thermal loadings on the structure related to the high temperature in the center of the assembly as well as the power dissipated in the material when the reactor is in power), six arms 13 providing the link between the central portion 11 and one side of two of the dodecagon
- Each of the six arms 13 is provided at its end with a plain bearing 14 in the form of a solid cylinder.
- the support grid 6 furthermore has six lateral openings 15
- Each of the slightly convex studs 7 opens out on one face of the hexagonal tube 2 and optionally has a surface treatment, such as aluminization, which makes it possible to guard against the risks of galling of the studs 7 during the handling operations or during operation. power.
- Each of the studs 7 further comprises: a female bearing surface 17 having a bore for fixing the female bearing surface 17 to the male bearing surface 14 of each arm 13,
- a chamfer 16 provided for handling constraints: the chamfers 16 make it possible to obtain improved contacts between two neighboring studs belonging to two adjacent fuel assemblies during the introduction, extraction or orientation of the assemblies.
- the female span 17 and the span 14 may be set by various known methods such as a welding process or a mechanical process (for example by screwing with a stop). Fixation can also be achieved by using a rivet-like peg which is deformed by crimping.
- the female surface 17 has a diameter smaller than the diameter of the portion of the stud 7 opening on the outer surface of the tube 2; there is thus a groove 18 which allows to obtain a better support surface of the pads while decreasing the height of the gate 6 (it decreases the interface between the maie scope 14 and the female surface 17).
- Each of the pads 7 can for example be obtained in the following way: starting from a raw cylinder full of diameter substantially corresponding to the diameter of the stud (dimension of the stud 7 cumulated with that of the chamfer 16),
- a bore is made forming the female portion 17 of the stud, the groove 18 is machined,
- the chamfer 16 is made by machining.
- the fact of having a single structure formed by the studs 7 integral with the support 6 makes it possible to guarantee a high rigidity of the assembly as a result of a continuous structure between the different studs. This rigidity is important both in the case of action on two faces of the tube 2 as in the case of action on the six faces of the tube 2. Unlike in particular stamped type pads of the state of the art, the structure according to the invention also makes it possible to obtain a much higher resistance and to avoid the risks of plastification of the pads.
- the hexagonal tube 2 is made of a steel allowing on the one hand to limit the influence of the swelling of the steels neutron flux (arcure at the head of the assembly) and on the other hand to increase the life of the assembly.
- ferritic or ferrito-martensitic steels reinforced with dispersion are also possible to use ferritic or ferrito-martensitic steels reinforced with dispersion:
- ODS Oxide Dispersion Strengthened
- CDS Carbide Dispersion Strengthened
- nitride NDS ("Nitride Dispersion").
- the support 6 and the pads 7 are made of a material of the austenitic steel type such as, for example, hardened 316 Ti steel or 316 L steel.
- the material chosen for the support 6 and the pads 7 preferably has a coefficient greater expansion than the coefficient of expansion of the material used for the tube 2 so that amplified expansions are obtained under the effect of the temperature increase at the passage of the heart (between the input and the core output).
- the support 6 and the plates 7 are preferably made of a material of chemical composition similar to that of the bed base, on the one hand to keep constant clearances between the inserts of adjacent assemblies in isothermal state as well as increased play in the state of handling and on the other hand to benefit from amplified amplifications under the effect of the increase in temperature (increase in power corresponding to an increase in the temperature difference between the input and the output of the heart) to the passage of sodium in the heart.
- the structure formed by the support 6 and the pads 7 will be essentially advantageous in terms of improving the rigidity and strength of the pads.
- Figure 5 is a sectional view of an assembly 100 according to a second embodiment of the invention.
- the assembly 100 is substantially identical to the assembly 10 of FIGS. 1 to 4 with the difference that it does not comprise arms 13.
- the assembly 100 comprises: a support 106 housed inside a hexagonal tube 102 and situated above the bundle of combustible needles,
- the support 106 is a substantially dodecagonal ring of axis coinciding with the axis of the hexagonal tube 102.
- the support 6 comprises six full bearings 114 in the form of a solid cylinder arranged to be fixed on the pads 107.
- Each of the pads 107 opens onto one face of the hexagonal tube 102 and further comprises:
- a female surface 117 having a bore for fixing the female seat 117 on a maie 114 range of the ring 106, - a chamfer 116 provided for handling constraints.
- Figure 6 is a sectional view of an assembly 200 according to a third embodiment of the invention.
- the assembly 200 comprises: a star-shaped support 206 housed inside a hexagonal tube 202 and situated above the bundle of combustible needles,
- the support 206 comprises: a central portion 211 of substantially cylindrical shape pierced with a central opening 212 whose function is to limit the thermal loadings on the structure related to the high temperature in the center of the assembly,
- Each of the six arms 213 is provided at its end with a flat surface
- Each of the pads 207 opens on one side of the hexagonal tube 202.
- Each of the pads 207 further comprises: a female bearing surface 217 having a bore enabling the female bearing surface 217 to be attached to the male bearing surface 214 of each arm 213,
- a chamfer 216 provided for handling constraints.
- the materials used for the assemblies 100 and 200 of FIGS. 5 and 6 are similar to those described for the first embodiment of FIGS. 1 to 4. Likewise, the various advantages of the assembly mentioned with reference to the first embodiment are also apply to the embodiments of Figures 5 and 6.
- the mounting of the studs is carried out starting by positioning the support (star grid 6, ring 106 or star 206) at the desired height inside the hexagonal tube and then fixing the studs on the support. returning each of the studs from outside the tube.
- the tube is provided for this purpose with openings allowing the passage of the female proper to each stud.
- Such an assembly method ensures good stability of the assembly formed by the support and the pads.
- the dimensions of the pads are determined so as to ensure good contact between them.
- the invention is not limited to the embodiment just described.
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Abstract
La présente invention concerne un assemblage combustible 10 pour réac- teur nucléaireà neutrons rapides (RNR), notamment pour RNRà refroidis- sement par un métal liquide tel que le sodium.L'assemblage 10 selon l'invention comporteun tube 2 à section droite polygonale incluantun fais- ceau d'aiguilles enfermant un matériau fissile et/ou fertile et une pluralité de 5 plots protubérants 7, chacun des plots 7 étant localisé sur l'une des faces externes du tube 2. L'assemblage 10 comporte en outre un support 6 logé à l'intérieur du tube 2 et au-dessus du faisceau d'aiguilles, les plots 7 étant solidaires du support 6.
Description
Assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides
La présente invention concerne un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides (RNR), notamment pour RNR à refroidissement par un métal liquide tel que le sodium.
Dans le cadre du Forum International Génération IV, les RNR connaissent aujourd'hui un net regain d'intérêt.
Généralement refroidis au sodium liquide, les RNR tirent d'abord leur énergie du plutonium. Leur cœur, constitué de plutonium et d'uranium naturel, a une double fonction :
- produire de la chaleur (fission du plutonium) convertie ensuite en électricité,
- transformer l'uranium naturel (peu fissile) en plutonium (fissile). Les RNR sont qualifiés de « régénérateur » ou de « surrégénérateur » s'ils produisent plus de plutonium qu'ils n'en consomment.
Outre cette double fonction, des recherches sont menées afin d'utili- ser ce type de réacteur pour « brûler » des déchets radioactifs à vie longue, transuraniens et actinides, et les transformer en éléments radioactifs à vie courte.
De façon connue, un assemblage combustible pour un cœur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium comporte : - un tube de section hexagonale régulière contenant un faisceau d'aiguilles gainées enfermant un matériau fissile et/ou fertile, les aiguilles étant généralement maintenues espacées par des fils d'acier enroulés en hélice autour d'elles (ou par des grilles)
- un pied cylindrique de positionnement de l'assemblage dans une chandelle de réception prévue dans un sommier de support constituant le collecteur d'alimentation en sodium froid et sur lequel repose l'ensemble du cœur du réacteur.
Les pieds et les chandelles sont munis d'ouvertures calibrées qui permettent d'assurer une répartition convenable du sodium dans les diffé- rents assemblages, en fonction de leur puissance.
Les assemblages sont parcourus dans le cœur par le sodium liquide réfrigérant ; ce dernier pénètre dans chaque assemblage par les ouvertures prévues à cet effet autour du pied de l'assemblage et s'écoule de bas en haut à partir du pied en refroidissant les aiguilles. Ces assemblages sont évidemment amovibles individuellement et peuvent être retirés ou mis en place dans le sommier selon les nécessités de fonctionnement du réacteur, notamment pour les opérations de rechargement de ce dernier.
La réactivité d'un cœur de RNR varie avec le volume du cœur. Pour permettre les changements de forme du tube hexagonal en puissance et sous irradiation, un espace est ménagé entre les assemblages. Toutefois, pour éviter que la réaction en chaîne ne s'emballe suite à un compactage du cœur (par exemple en cas de séisme), les assemblages combustibles sont munis de plaquettes (désignées indifféremment dans la suite du texte par le terme « plot ») disposées approximativement au regard de l'extrémité supé- rieure de la zone combustible, une plaquette étant agencée sensiblement au centre de chacune des faces latérales du tube hexagonal. Ces plaquettes permettent de maintenir un espacement entre les assemblages. Un faible jeu est nécessaire entre les plots pour permettre la manutention des assemblages à la température de manutention (état isotherme à une température généralement comprise entre 1800C et 2500C). En disposant les plaquettes au niveau supérieur du cœur (ou juste au-dessus), lors du fonctionnement en puissance du cœur, le plan moyen des plaquettes est plus chaud que le sommier et on obtient un effet de gonflement du cœur quand la température augmente rendant le cœur plus facile à piloter. Les plaquettes bénéficient en effet de la dilatation due à réchauffement du sodium au passage du cœur ; quand la puissance augmente, réchauffement augmente et entraîne un gonflement du cœur réduisant la réactivité. On observe ainsi un effet de « ger- bage » du cœur avec une augmentation du diamètre au niveau du plan médian du cœur. Ce phénomène contribue à l'obtention d'un coefficient de température négatif favorable vis-à-vis de la sûreté du réacteur.
Dans les réacteurs RNR français tels que « Rapsodie », « Phénix » ou « Superphénix », les plots mentionnés ci-dessus sont réalisés sous la forme de plaquettes embouties sur le tube hexagonal de l'assemblage.
Un tel type de plots pose cependant certaines difficultés. Ainsi, les plaquettes étant directement embouties dans l'épaisseur du tube, elles présentent une faible raideur pouvant entraîner une déformation élastique importante; dès lors, si le cœur est soumis à un effort de compres- sion centripète, son volume est susceptible de se réduire de par la déformation élastique des plaquettes entraînant de fait une augmentation de la réactivité.
Par ailleurs, ces mêmes plaquettes présentent une résistance mécanique limitée ; en conséquence, au-delà d'un effort seuil, elles risquent de plastifier. Cette plastification autorise dès lors une compaction plus importante du cœur avec un risque d'emballement de la réaction en chaîne.
Une solution connue au problème de rigidité des plaquettes embouties consiste à utiliser des plaquettes soudées avec différents procédés de soudage. Cette solution a été envisagée sur le projet « EFR » (European Fast Reactor). Le fait de souder les plaquettes permet de renforcer la rigidité de celles-ci et d'éviter leur plastification pour garantir un meilleur comportement des assemblages vis-à-vis des phénomènes de compaction du cœur et d'arcure des assemblages. On notera cependant que ces procédés de soudage ont rarement été mis en œuvre et donc validés dans un cœur de RNR.
Une autre solution connue au problème de rigidité consiste à utiliser des plaquettes massives réalisées :
- soit à partir de bagues vissées sur le tube hexagonal (solution mise en œuvre sur le réacteur allemand « SNR 300 »), - soit à partir d'un procédé de déformation par étirage à froid du tube hexagonal (solution mise en œuvre sur le réacteur japonais de Mon- ju).
Cette solution permet également d'obtenir une meilleure rigidité des plaquettes. Toutefois, les deux solutions d'amélioration de la rigidité des plaquettes mentionnées ci-dessus présentent également quelques inconvénients.
Ces inconvénients sont majoritairement liés au changement de matériau utilisé pour les assemblages et les plaquettes. Ces matériaux étaient
initialement en acier inoxydable austénitique ; ce type d'acier était également utilisé pour la réalisation du sommier. Dès lors, les matériaux de structure de l'assemblage et du sommier possédaient un coefficient de dilatation similaire. L'utilisation d'un acier inoxydable austénitique pour le tube a toute- fois tendance à entraîner un gonflement notable de l'assemblage lorsque la dose d'irradiation dépasse une certaine valeur ; il résulte de ce gonflement du tube un risque de déformation en arc ou banane due à l'allongement différentiel des faces opposées du tube à section hexagonale. La déformation en arc a des conséquences graves puisqu'elle tend à augmenter ou à dimi- nuer la section de certains sous-canaux de refroidissement des aiguilles et à créer des points chauds. Elle peut en outre coincer les assemblages les uns sur les autres et rendre difficile l'extraction des assemblages lors du déchargement. En conséquence, afin d'éviter ces problèmes d'arcure, la nuance d'acier actuellement retenue pour les tubes hexagonaux des assemblages des RNR de 4ιeme génération est IΕM10 qui est une nuance d'acier ferrito- martensitique. Si l'utilisation de cette nuance d'acier ferrito-martensitique permet de limiter les problèmes liés au gonflement de l'acier au niveau des parties fissiles (notamment l'arcure en tête d'assemblage), elle induit cependant un jeu variable entre les plaquettes des assemblages selon les diffé- rents états isothermes. Ainsi, le jeu entre les plaquettes va notamment augmenter entre un état isotherme à 1800C et un état isotherme à 4000C. Ce jeu variable s'explique par la différence entre les nuances d'acier du sommier (acier austénitique 316 L) et du tube hexagonal qui induit une dilatation différentielle des structures, le coefficient de dilatation des aciers austéniti- ques étant supérieur à celui des aciers ferrito-martensitiques. La manutention des assemblages combustibles se faisant en l'état isotherme à 180°C, il convient de prévoir un jeu suffisant entre les assemblages. En conséquence, lors de la montée en température à 400° pour la mise en route du réacteur, le jeu entre les assemblages va augmenter : en cas de séisme par exemple (ou d'une autre action mécanique extérieure induisant un mouvement brusque du cœur), l'augmentation du jeu peut entraîner une compac- tion du cœur.
Par ailleurs, l'augmentation de la différence de température entre l'entrée et la sortie du cœur du réacteur permet de faire diminuer les jeux entre les assemblages. Il convient de noter que ce « rattrapage » de jeux se fait plus lentement avec des tubes en acier ferrito-martensitique qu'avec des tubes en acier austénitique. Dès lors, en cas d'excursion de la température dans le cœur à une valeur anormalement élevée (par exemple en cas de perte de refroidissement par la pompe primaire ou de disparition des moyens normaux d'évacuation de puissance résiduelle), l'effet de « ger- bage » du cœur sera moins efficace et diminuera moins la réactivité du cœur, le contrôle de la réactivité du cœur devenant plus difficile.
En outre, on peut également noter que le procédé de fabrication consistant à étirer à froid le tube hexagonal reste assez complexe à mettre en œuvre.
Dans ce contexte, la présente invention vise à fournir un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides permettant à la fois de s'affranchir des problèmes liés à la faible rigidité et la faible résistance des plaquettes et de limiter les risques de compaction du cœur.
A cette fin, l'invention propose un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant : - un tube à section droite polygonale incluant un faisceau d'aiguilles enfermant un matériau fissile et/ou fertile, une pluralité de plots protubérants, chacun des plots étant localisé sur l'une des faces externes dudit tube, ledit assemblage étant caractérisé en ce qu'il comporte un support logé à l'intérieur dudit tube et au-dessus dudit faisceau d'aiguilles, lesdits plots étant solidaires dudit support, chacun desdits plots comportant une portée et étant fixé sur ledit support en étant rentré par l'extérieur dudit tube, ledit tube étant muni à cet effet d'ouvertures permettant le passage de la portée propre à chaque plot. Grâce à l'invention, la présence du support interne forme une structure continue entre les plaquettes et permet d'obtenir une rigidité plus importante que les solutions existantes ; par ailleurs, cette rigidité reste importante
que l'action sur le tube se fasse sur deux faces opposées ou sur l'ensemble des faces (sur les six faces dans le cas d'un tube hexagonal).
En outre, le fait de rendre solidaire les plots de la structure augmente sensiblement la résistance, notamment par rapport à des plaquettes embou- ties, et permet de réduire considérablement les risques de plastification.
Par ailleurs, en choisissant un matériau pour le support et les plots présentant un coefficient de dilatation plus grand que le coefficient de dilatation du matériau utilisé pour le tube, on bénéficie de dilatations amplifiées sous l'effet de l'augmentation de température au passage du cœur (entre l'entrée et la sortie cœur). Le matériau utilisé pour le support et les plots peut être par exemple de même composition chimique que le matériau du sommier de sorte qu'on conserve des jeux constants entre plaquettes en état isotherme quelle que soit la température (on a donc des jeux accrus en état de manutention). L'assemblage combustible selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :
- l'assemblage selon l'invention comporte à son extrémité inférieure un pied de positionnement dans une chandelle de réception d'un som- mier, ledit support et ladite pluralité de plots étant réalisés dans un matériau de composition chimique sensiblement identique à celle du- dit sommier ledit support et ladite pluralité de plots sont réalisés en acier austéni- tique ; - ledit acier austénitique est du 316 L ou du 316 Ti.
- ledit tube est réalisé dans un des matériaux suivants :
• acier ferritique,
• acier martensitique,
• acier ferrito-martensitique, • acier durci par dispersion d'oxyde, de carbure ou de nitrure ;
- ladite section droite polygonale dudit tube est une section hexagonale ;
- ledit support est muni d'une pluralité de bras, chaque bras étant solidaire à son extrémité d'un desdits plots ;
- chacun desdits plots présente un revêtement de surface ;
- chacun desdits plots comporte un chanfrein ; - l'assemblage selon l'invention comporte sur sa partie supérieure des moyens de protection neutronique supérieure, ledit support étant agencé au-dessous des moyens de protection neutronique supérieure ; ledit support est une grille percée d'orifices formant passage pour le fluide caloporteur circulant dans le cœur dudit réacteur nucléaire ;
- ledit support comporte un anneau, chacun desdits plots étant répartis régulièrement autour dudit anneau.
La présente invention a également pour objet un procédé de montage d'un assemblage selon l'invention caractérisé en ce qu'il comporte les éta- pes suivantes : positionnement dudit support à l'intérieur dudit tube au-dessus dudit faisceau d'aiguilles,
- fixation desdits plots protubérants sur ledit support en rentrant chacun desdits plots par l'extérieur dudit tube, des ouvertures dans ledit tube étant aménagées de façon à permettre le passage de la portée de chaque plot et la liaison entre lesdits plots et ledit support. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant : un cœur composé d'assemblages combustibles selon l'invention aptes à être refroidi par un fluide caloporteur,
- un sommier, chacun desdits assemblages comportant à son extrémité inférieure un pied de positionnement dans une chandelle de réception dudit sommier, ledit support et ladite pluralité de plots de chacun desdits assemblages étant réalisés dans un matériau de composition chimique sensiblement identique à celle dudit sommier.
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles :
La figure 1 est une représentation schématique simplifié en perspective d'un assemblage selon un premier mode de réalisation de l'invention ;
La figure 2 est une vue isométrique schématique partielle de l'assemblage de la figure 1 ; La figure 3 est une coupe vue de dessus de l'assemblage tel que représenté en figure 2 ;
La figure 4 représente une coupe transversale de l'assemblage tel que représenté en figure 2 ;
La figure 5 est une coupe vue de dessus d'un assemblage selon un second mode de réalisation de l'invention ;
La figure 6 est une coupe vue de dessus d'un assemblage selon un troisième mode de réalisation de l'invention.
Dans toutes les figures, les éléments communs portent les mêmes numéros de référence. La figure 1 représente de manière schématique et simplifiée un assemblage combustible 10 selon un premier mode de réalisation de l'invention.
L'assemblage comprend une enveloppe tubulaire extérieure 2 creuse et à axe vertical, de section droite hexagonale, prolongée vers le bas par un pied 3. Le pied 3 permet à l'assemblage 10 de reposer sur un sommier non représenté et d'être alimenté en métal liquide par ce sommier au travers de trous d'alimentation et d'un dispositif déprimogène (non représentés) constitué par exemple par un système de diaphragmes contrôlant la perte de charge en fonction de l'emplacement occupé par l'assemblage dans le cœur du réacteur.
On notera également la présence d'une partie terminale 8 cylindrique de plus faible section que le tube 2 situé entre le tube 2 et le pied 3 ; cette partie terminale 8 porte des barrettes 9 formant cames placées dans le prolongement des arrêtes du tube 2 : le rôle de ces barrettes 9 est de réaliser l'orientation correcte de l'assemblage 1 lors de sa mise en place dans le cœur. D'autres moyens d'orientation pourraient également être utilisés sans sortir du cadre de la présente invention.
L'enveloppe tubulaire extérieure 2 contient en partant du haut :
- une protection neutronique supérieure (la référence 4 représente schématiquement l'encombrement correspondant à cette protection neutronique supérieure),
- une zone combustible formée par un faisceau d'aiguilles gainées contenant le combustible nucléaire (la référence 5 représente schématiquement l'encombrement correspondant à ce faisceau d'aiguilles enfermant un matériau fissile et/ou fertile).
Le rôle de la protection neutronique supérieure est de limiter le flux de neutrons et de diminuer les dommages sur les divers composants primai- res (notamment sur le bouchon couvercle cœur qui porte l'instrumentation de surveillance du cœur); il peut s'agir d'une pièce massive fixée à l'extrémité supérieure du tube et percée en son centre pour laisser le sodium liquide ou d'un faisceau d'aiguilles de carbure de bore.
L'assemblage 10 comporte en outre : - un support 6 logé à l'intérieur du tube 2 et situé entre la protection neutronique supérieure 4 et le faisceau d'aiguilles combustibles 5,
- six plots 7 solidaires du support 6 et agencés sensiblement au centre de chacune des faces du tube hexagonal 2.
Le support 6 et les plots 7 seront mieux décrits en référence à la fi- gure 2 qui représente en vue isométrique une partie correspondant à un agrandissement de l'assemblage 10 au niveau du support 6 et des plots 7 et aux figures 3 et 4 qui représentent respectivement une coupe vue de dessus et une coupe transversale de l'agrandissement de la figure 2. On notera que les barrettes 9 de positionnement ne sont pas représentées sur les figures 2 à 4.
Le support 6 est une grille de forme extérieure sensiblement dodéca- gonale d'axe confondu avec l'axe du tube hexagonal 2. Le support 6 comporte :
- une partie centrale 11 de forme sensiblement cylindrique percée d'une ouverture centrale 12 (l'ouverture centrale 12 a pour fonction de limiter les chargements thermiques sur la structure liés à la température élevée au centre de l'assemblage ainsi qu'à la puissance dissipée dans la matière lorsque le réacteur est en puissance),
- six bras 13 assurant le lien entre la partie centrale 11 et un coté sur deux du dodécagone
Chacun des six bras 13 est muni à son extrémité d'une portée maie 14 en forme de cylindre plein. La grille de support 6 présente en outre six ouvertures latérales 15
(localisées entre deux bras 13 successifs) pour garantir une bonne section de passage du sodium liquide et limiter les pertes de charge. La grille de support 6 et ses ouvertures peuvent être avantageusement agencées pour améliorer le mélange du sodium liquide au passage de la grille. Chacun des plots 7 légèrement bombé débouche sur une face du tube hexagonal 2 et présente éventuellement un traitement de surface, tel qu'une aluminisation, qui permet de se prémunir des risques de grippage des plots 7 lors des opérations de manutention ou lors du fonctionnement en puissance. Chacun des plots 7 comporte en outre : une portée femelle 17 présentant un alésage permettant de fixer la portée femelle 17 sur la portée maie 14 de chaque bras 13,
- un chanfrein 16 prévu pour les contraintes de manutention : les chanfreins 16 permettent d'obtenir des contacts améliorés entre deux plots voisins appartenant à deux assemblages combustibles adjacents lors de l'introduction, de l'extraction ou de l'orientation des assemblages. La portée femelle 17 et la portée maie 14 peuvent être fixées par différents procédés connus tels qu'un procédé de soudage ou un procédé mécanique (par exemple par un vissage avec arrêt). On peut également réali- ser la fixation en utilisant un pion du type rivet déformé par sertissage.
On notera que la portée femelle 17 présente un diamètre plus faible que le diamètre de la partie du plot 7 débouchant sur la surface externe du tube 2 ; on a ainsi une gorge 18 qui permet d'obtenir une meilleure surface d'appui des plots tout en diminuant la hauteur de la grille 6 (on diminue l'interface entre la portée maie 14 et la portée femelle 17).
Chacun des plots 7 peut par exemple être obtenu de la façon suivante :
- on part d'un cylindre brut plein de diamètre correspondant sensiblement au diamètre du plot (dimension du plot 7 cumulée à celle du chanfrein 16),
- on réalise un alésage formant la partie femelle 17 du plot, - on usine la gorge 18,
- on réalise le chanfrein 16 par usinage.
Le fait d'avoir une structure unique formée par les plots 7 solidaires du support 6 permet de garantir une rigidité importante de l'ensemble du fait d'une structure continue entre les différents plots. Cette rigidité est impor- tante aussi bien en cas d'action sur deux faces du tube 2 qu'en cas d'action sur les six faces du tube 2. Contrairement notamment aux plaquettes du type embouties de l'état de l'art, la structure selon l'invention permet en outre d'obtenir une résistance beaucoup plus élevée et d'éviter les risques de plastification des plots. Le tube 2 hexagonal est réalisé dans un acier permettant d'une part de limiter l'influence du gonflement des aciers sous flux neutronique (arcure en tête de l'assemblage) et d'autre part d'augmenter la durée de vie de l'assemblage. Il peut s'agir d'un acier ferritique, ferrito-martensitique ou mar- tensitique avec une teneur en chrome allant de 8 à 20% : citons à titre d'exemple et de façon non limitative les aciers suivants : EM10, T91 , T92, P92, P911 , EM12, VM12.
On peut également utiliser des aciers ferritiques ou ferrito- martensitiques renforcés par dispersion:
- d'oxyde : ODS (« Oxide Dispersion Strengthened ») ; - de carbure : CDS (« Carbide Dispersion Strengthened ») ;
- de nitrure : NDS (« Nitride Dispersion strengthened »).
Le support 6 et les plots 7 sont réalisés dans un matériau du type acier austénitique tel que par exemple l'acier 316 Ti écroui ou l'acier 316 L. Le matériau choisi pour le support 6 et les plots 7 présente préférentielle- ment un coefficient de dilatation plus grand que le coefficient de dilatation du matériau utilisé pour le tube 2 de sorte qu'on bénéficie de dilatations amplifiées sous l'effet de l'augmentation de température au passage du cœur (entre l'entrée et la sortie cœur).
Le support 6 et les plaquettes 7 sont réalisés de préférence dans un matériau de composition chimique similaire à celle du sommier permettant d'une part de conserver des jeux constants entre les plaquettes d'assemblages adjacents en état isotherme ainsi que de jeux accrus en état de manutention et d'autre part de bénéficier de dilatations amplifiées sous l'effet de l'augmentation de température (montée en puissance correspondant à une augmentation de la différence de température entre l'entrée et la sortie du cœur) au passage du sodium dans le cœur.
Il est possible d'utiliser un acier austénitique pour la réalisation du tube 2 ; dans ce cas, la structure formée par le support 6 et les plots 7 sera essentiellement avantageuse en termes d'amélioration de la rigidité et de la résistance des plots.
On notera également qu'en cas de positionnement du support 6 entre le faisceau d'aiguilles combustibles et la protection neutronique supérieure tel que représenté sur la figure 1 , il est possible d'accrocher la protection neutronique supérieure au support 6. D'autres configurations d'assemblages permettraient d'utiliser avantageusement le support 6 pour lui accrocher des éléments de structure.
La figure 5 est une coupe vue de dessus d'un assemblage 100 selon un second mode de réalisation de l'invention.
L'assemblage 100 est sensiblement identique à l'assemblage 10 des figures 1 à 4 à la différence qu'il ne comporte pas de bras 13.
L'assemblage 100 comporte : un support 106 logé à l'intérieur d'un tube hexagonal 102 et situé au- dessus du faisceau d'aiguilles combustibles,
- six plots 107 solidaires du support 106 et agencés sur chacune des faces du tube hexagonal 102.
- six barrettes d'orientation 109.
Le support 106 est un anneau sensiblement dodécagonal d'axe confondu avec l'axe du tube hexagonal 102. Le support 6 comporte six portées maies 114 en forme de cylindre plein agencées pour être fixées sur les plots 107.
Chacun des plots 107 débouche sur une face du tube hexagonal 102 et comporte en outre :
- une portée femelle 117 présentant un alésage permettant de fixer la portée femelle 117 sur une portée maie 114 de l'anneau 106, - un chanfrein 116 prévu pour les contraintes de manutention.
La figure 6 est une coupe vue de dessus d'un assemblage 200 selon un troisième mode de réalisation de l'invention. L'assemblage 200 comporte : un support 206 en forme d'étoile logé à l'intérieur d'un tube hexagonal 202 et situé au-dessus du faisceau d'aiguilles combustibles,
- six plots 207 solidaires du support 206 et agencés sur chacune des faces du tube hexagonal 202,
- six barrettes d'orientation 209. Le support 206 comporte : - une partie centrale 211 de forme sensiblement cylindrique percée d'une ouverture centrale 212 ayant pour fonction de limiter les chargements thermiques sur la structure liés à la température élevée au centre de l'assemblage,
- six bras 213. Chacun des six bras 213 est muni à son extrémité d'une portée maie
214 en forme de cylindre plein.
Chacun des plots 207 débouche sur une face du tube hexagonal 202.
Chacun des plots 207 comporte en outre : une portée femelle 217 présentant un alésage permettant de fixer la portée femelle 217 sur la portée maie 214 de chaque bras 213,
- un chanfrein 216 prévu pour les contraintes de manutention.
Les matériaux utilisés pour les assemblages 100 et 200 des figures 5 et 6 sont semblables à ceux décrits pour le premier mode de réalisation des figures 1 à 4. De même, les différents avantages de l'assemblage mentionnés en référence au premier mode de réalisation s'appliquent également aux modes de réalisations des figures 5 et 6.
Dans chacun des modes de réalisation, le montage des plots est réalisé en commençant par positionner le support (grille étoilée 6, anneau 106 ou étoile 206) à la hauteur souhaitée à l'intérieur du tube hexagonal puis on fixe les plots sur le support en rentrant chacun des plots par l'extérieur du tube. Le tube est muni à cet effet d'ouvertures permettant le passage de la portée femelle propre à chaque plot. Un tel procédé d'assemblage assure une bonne stabilité de l'ensemble formé par le support et les plots.
Les dimensions des plots sont déterminées de façon à garantir un bon contact entre eux. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit.
Notamment, nous avons décrit à titre illustratif trois modes de réalisation mais l'invention s'applique à tout type de support permettant d'assurer la continuité entre les plots. De même la forme dodécagonale des supports 6 et 106 n'est pas limitative et on peut également envisager d'autres formes de support (circulaire par exemple).
Enfin, on pourra remplacer tout moyen par un moyen équivalent.
Claims
1. Assemblage combustible (10, 100, 200) pour réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant :
- un tube (2, 102, 202) à section droite polygonale incluant un faisceau d'aiguilles enfermant un matériau fissile et/ou fertile,
- une pluralité de plots protubérants (7, 107, 207), chacun des plots (7, 107, 207) étant localisé sur l'une des faces externes dudit tube (2, 102, 202), ledit assemblage (10, 100, 200) étant caractérisé en ce qu'il comporte un support (6, 106, 206) logé à l'intérieur dudit tube (2, 102, 202) et au-dessus dudit faisceau d'aiguilles, lesdits plots (7, 107, 207) étant solidaires dudit support (6, 106, 206), chacun desdits plots (7, 107, 207) comportant une portée (17, 117, 217) et étant fixé sur ledit support (6, 106, 206) en étant rentré par l'extérieur dudit tube (2, 102, 202), ledit tube (2, 102, 202) étant muni à cet effet d'ouvertures permettant le passage de la portée (17, 117,
217) propre à chaque plot (7, 107, 207).
2. Assemblage (10) selon la revendication précédente caractérisé en ce qu'il comporte à son extrémité inférieure un pied (3) de positionnement dans une chandelle de réception d'un sommier, ledit support et ladite plurali- té de plots étant réalisés dans un matériau de composition chimique sensiblement identique à celle dudit sommier.
3. Assemblage (10, 100, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit support (6, 106, 206) et ladite pluralité de plots (7, 107, 207) sont réalisés en acier austénitique.
4. Assemblage (10, 100, 200) selon la revendication précédente caractérisé en ce que ledit acier austénitique est du 316 L ou du 316 Ti.
5. Assemblage (10, 100, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit tube (2, 102, 202) est réalisé dans un des matériaux suivants : - acier ferritique,
- acier martensitique,
- acier ferrito-martensitique,
- acier durci par dispersion d'oxyde, de carbure ou de nitrure.
6. Assemblage (10, 100, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite section droite polygonale dudit tube (2, 102, 202) est une section hexagonale.
7. Assemblage (10, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit support (6, 206) est muni d'une pluralité de bras
(13, 213), chaque bras (13, 213) étant solidaire à son extrémité d'un desdits plots (7, 207).
8. Assemblage (10, 100, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que chacun desdits plots (7, 107, 207) présente un revêtement de surface.
9. Assemblage (10, 100, 200) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que chacun desdits plots (7, 107, 207) comporte un chanfrein (16, 116, 216).
10. Assemblage (10) selon l'une des revendications précédentes ca- ractérisé en ce qu'il comporte sur sa partie supérieure des moyens de protection neutronique supérieure (4), ledit support (6) étant agencé au- dessous des moyens de protection neutronique supérieure (4).
11. Assemblage (10) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit support est une grille (6) percée d'orifices (15) for- mant passage pour le fluide caloporteur circulant dans le cœur dudit réacteur nucléaire.
12. Assemblage (100) selon l'une des revendications 1 à 10 caractérisé en ce que ledit support comporte un anneau (106), chacun desdits plots (107) étant répartis régulièrement autour dudit anneau (106).
13. Procédé de montage d'un assemblage selon l'une des revendications 1 à 12 caractérisé en ce qu'il comporte les étapes suivantes :
- positionnement dudit support (6, 106, 206) à l'intérieur dudit tube (2, 102, 202) au-dessus dudit faisceau d'aiguilles,
- fixation desdits plots protubérants (7, 107, 207) sur ledit support (6, 106, 206) en rentrant chacun desdits plots par l'extérieur dudit tube, des ouvertures dans ledit tube étant aménagées de façon à permettre le passage de la portée de chaque plot et la liaison entre lesdits plots et ledit support (6, 106, 206).
14. Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant :
- un cœur composé d'assemblages combustibles selon l'une des revendications 1 à 12 aptes à être refroidi par un fluide caloporteur,
- un sommier, chacun desdits assemblages comportant à son extrémité i inférieure un pied de positionnement dans une chandelle de réception dudit sommier, ledit support et ladite pluralité de plots de chacun desdits assemblages étant réalisés dans un matériau de composition chimique sensiblement identique à celle dudit sommier.
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