WO2011154669A2 - Coeur de reacteur a neutrons rapides de configuration perfectionnee. - Google Patents

Coeur de reacteur a neutrons rapides de configuration perfectionnee. Download PDF

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WO2011154669A2
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Simone Massara
Philippe Tetart
Damien Schmitt
Thomas Jourdheuil
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Electricite De France
Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
    • G—PHYSICS
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    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear reactor core, with fast neutrons.
  • This type of core is cooled by a liquid metal such as sodium for example.
  • a liquid metal such as sodium for example.
  • the invention can thus be applied in particular to such a reactor in which the coolant is liquid sodium, but it is not limited to the use of this metal as a cooling fluid of the core.
  • the coolant may be for example liquid lead, or a lead-bismuth alloy, or other.
  • the present invention aims at improving the safety of the core of a fast neutron reactor, cooled by a liquid metal, including a reactor of high unit power (for example beyond 800 MWe), by proposing a modification of the design. of this type of heart. It seeks to obtain a reactor with intrinsically safe behavior, so that the physical laws, which govern the nuclear reactions during accidental transients, naturally tend to quell any potential runaway reactor.
  • the invention aims to reduce in particular what is called the "void effect" (in English, "void effect”) in a fast neutron reactor.
  • the coolant is sodium
  • sodium emptying effect in English, "sodium void effect”
  • the drain effect acts on the reactivity of the reactor and is expressed in dollars ($).
  • a dollar ($ 1) corresponds to a ratio reactivity / proportion of delayed neutron (in English, "delayed neutron fraction") equal to 1. More specifically, it defines a void coefficient (in English, "void coefficient") (expressed in dollars) which reflects the variation of the multiplication factor of the reactor when the coolant forms more voids than normal. If this coefficient is positive, an increase in the void rate will result in an increase in responsiveness and power. If it is negative, this effect will tend to decrease the reactivity by causing a decrease in the power of the reactor.
  • the emptying effect is generally positive in a current or old fast neutron reactor, cooled by liquid sodium, which means that during certain accidental transients, this results in a significant increase in the reactivity of the heart, this increase being able to lead to to the destruction of the heart.
  • the present invention improves the situation.
  • the present invention thus aims at a fast neutron reactor core, cooled by a liquid metal, and comprising a set of fuel elements comprising a fertile material and / or a fissile material.
  • the set of fuel elements is arranged in a general cylinder shape.
  • the core within the meaning of the invention comprises in particular a first set of fuel elements, disposed in a ring at the periphery of the cylinder and having relatively more fissile material than a second set of fuel elements, disposed in the center of the cylinder.
  • the material of each fuel element is surmounted by a plenum of the liquid metal.
  • the plenum occupies the 10 to 40% less material in the intermediate ring of the crucible form described above.
  • the present invention provides a reactor core design in an "annular" configuration, with then fuel elements richer in fissile material distributed in a peripheral ring around the center of the core.
  • Such a configuration has already made it possible to reduce the drain coefficient. Concrete examples of configuration and corresponding numerical values for reducing the drain coefficient are given below.
  • the second set (in the center of the reactor) is devoid of fissile material.
  • first set and the second set are adjacent, and for example the outer radius of the crown that forms the first set is 1.5 to 2.5 times larger than the inner radius of the crown.
  • the present invention advantageously allows to achieve benefits other than the reduction of the drain coefficient.
  • it can also be sought (and taken from the morphology of the ring core in the sense of the invention) to increase the power produced.
  • the first set comprises at least a first ring comprising a first overall proportion of fissile material on fertile material
  • a second ring having a second overall proportion of fissile material on fertile material, less than the first proportion
  • a third ring comprising a third overall proportion of fissile material on fertile material, greater than the second proportion
  • the first, second and third crowns having respective increasing radii.
  • This arrangement advantageously makes it possible to standardize the useful power radially distributed over all the rings.
  • a possible variant, however, would be to provide larger needles, with therefore more proportion of fissile material, at the first and third crowns.
  • the first and third proportions of material are similar in the first and third rings.
  • Another advantageous arrangement of the reactor core concerns a "crucible" shape of the rings.
  • the fissile material in the second ring is at a lower height level than the fissile material height level of the first and third rings, and preferably from 10% to 40% lower. This arrangement makes it possible to gain even a reduction in the drain coefficient of approximately $ 1.
  • the plenum is surmounted by a neutron-absorbing material, which further enables the draining coefficient to be reduced by approximately 0.5 $.
  • the first set of fuel elements comprises what is called an "intermediate plate” or, from top to bottom: an upper zone of fissile material,
  • the first plane is preferably located below the second plane.
  • the first horizontal median plane may be located at a height between 10% and 50% of the total height of the assembly consisting of:
  • Such an arrangement reduces the drain coefficient by at least $ 1. More particularly, a synergistic effect has been observed for reducing the emptying coefficient between this crucible-shaped configuration and the annular core configuration within the meaning of the invention, the reduction in the draining coefficient reached being greater than that which could be expected by a simple sum of the discounts related to each configuration considered separately.
  • the estimation of the emptying effect, quantified in dollars is only a convention in itself and does not translate any particular concrete physical effect.
  • the reduction of the discharge coefficient discussed here is only a possible estimator of a desired effect upstream, and which preferably consists in reducing the coefficient of expansion of the liquid metal to avoid "voids" in the core.
  • FIG. 1 represents a schematic top view, in section, of a reactor core within the meaning of the invention
  • FIG. 2 represents a side view of a half-cylinder formed by the heart (not to scale), in one embodiment
  • FIG. 3 represents another side view of a half-cylinder formed by the heart (not to scale), in one embodiment including the aforementioned fertile intermediate plate, and
  • FIG. 1 illustrates a flattening of the radial power distribution due to the choice of an intermediate ring advantageously comprising a global proportion of lower fissile material.
  • FIG. 1 describes the annular core structure within the meaning of the invention, with, in the embodiment described, several peripheral rings C1, C2 and C3.
  • the core comprises, in the example shown, assemblies of fertile fuel (non-fissile), carrying the reference FERT in FIG.
  • the center of the reactor core bearing the reference FERT, has a radius of about 9 assemblies, which corresponds to about 280 assemblages of fertile material, then forming the central zone FERT of the reactor core.
  • each assembly is of hexagonal shape and of entre-plat about 20 cm.
  • the core then comprises a first ring C1 of fissile material (corresponding to a ring of 2 assemblies averaged wide), this first ring Cl then surrounding the center FERT heart.
  • An intermediate ring C2 has less fissile material than the crown C1 and finally a third outer ring C3 has as many fissile assemblies as the first ring C1.
  • Figure 1 is scaled in that the proportions of respective assemblies in the FERT center and the different crowns C1, C2 and C3 are respected.
  • the outer radius of fertile in the center, on the outer radius fissile at the periphery of the core is about 0.6, which contributes to a reduction of the drain coefficient of the order of 1.5 to 2 $.
  • a reactor core comprising:
  • a first ring comprising two fissile assemblies of wide (with a high plutonium content),
  • This configuration advantageously allows a saving of fertile material.
  • the solid line curve illustrates a radial power profile that would be produced without an intermediate ring
  • the dotted line curve illustrates the radial power profile produced with the intermediate ring gear C2, in an advantageous exemplary embodiment.
  • the plutonium content in the Cl ring may be of the order of 20%, that of the intermediate ring of 18%, and that of the outer ring C3 of 21.5%.
  • a plate of fertile material 11, 12 and 13 is provided in the rings C1, C2 and C3. They are arranged under the fissile material bearing the respective references 21, 22 and 23 in the 3 crowns C1, C2 and C3. As illustrated in FIG. 2, the rings C1 and C2 on the one hand and the rings C2 and C3, on the other hand, are separated by the control rods BR. It should be remembered here that Figure 2 is not to scale.
  • the fertile material of the center of the reactor 10 is surmounted by a liquid sodium plenum bearing the reference 30. The same is true for the fissile material of the rings C1, C2 and C3. It will be noted, however, that for the intermediate ring C2, the sodium plenum 32 is "thicker" than the sodium plenum 31 or 33 respectively provided in the rings C1 and C3.
  • this plenum is surmounted by a neutron-absorbing plate (for example boron carbide) bearing the reference B4C in FIG. 2 (with reference to the material that can be provided in this embodiment).
  • a neutron-absorbing plate for example boron carbide bearing the reference B4C in FIG. 2 (with reference to the material that can be provided in this embodiment).
  • the total fissile height 22 in the ring C2 is reduced by 20% with respect to the fissile height in the crown C1 or in the crown C3.
  • the neutron-absorbing material has not been shown at the periphery of the heart. It has not been shown either an intermediate plate of fertile which is provided in an advantageous embodiment of the invention described hereinafter with reference to FIG.
  • the sodium plenum advantageously has a greater thickness above the fissile material of the ring C2.
  • the sodium plenum comprises liquid sodium having a high level generally the same as above all rings.
  • the crown C2 has a lower height of fissile material than other crowns, the sodium plenum thickness may be greater above the crown C2.
  • the needles forming the ring C2 may have a height, called needle length, lower than in other crowns.
  • the height of plenum can range from 20 to 60 centimeters, that of the inner fertile plate from 10 to 30 cm, a needle length can be a total of 2 meters.
  • the neutron plate is for example of the order of 40 cm.
  • the present invention is not limited to the embodiment described above by way of example; it extends to other variants. Thus, the dimensions given above are presented by way of example only.
  • each configuration of "crucible" or intermediate ring favoring a flattening of the distribution of radial power at the intermediate ring, or the fertile plate located at a level below a median level are all provisions that can advantageously reduce the draining effect.
  • the center of the heart is devoid of fissile.
  • the center of the heart white in Figure 1
  • the center of the heart white in Figure 1
  • the center of the heart white in Figure 1
  • the center of the heart white in Figure 1
  • the center with the FERT fertile crown, has less fissile (in proportion to the fertile) than all three peripheral rings C1, C2, C3.
  • the center itself (of white color) may comprise as many fissiles for example as the crown C1 or the crown C3.
  • the dimensions of the reactor can be reduced to equal power
  • the emptying coefficient is not or is only slightly modified by such an embodiment.

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Abstract

La présente invention concerne une configuration de cœur de réacteur à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide. Le cœur comporte un ensemble d'éléments combustibles comprenant un matériau fertile et/ou un matériau fissile, l'ensemble de tels éléments combustibles étant agencé selon une forme générale de cylindre. Au sens de l'invention, un premier ensemble d'éléments combustibles (Cl, C2, C3), disposé selon une couronne en périphérie du cylindre, comporte relativement plus de matériau fissile qu'un deuxième ensemble d'éléments combustibles (FERT), disposé au centre du cylindre. Un tel agencement permet avantageusement de réduire un effet de vidange du métal liquide et de là, d'améliorer la sécurité du réacteur.

Description

CŒUR DE REACTEUR A NEUTRONS RAPIDES DE CONFIGURATION
PERFECTIONNEE
La présente invention concerne un cœur de réacteur nucléaire, à neutrons rapides.
Ce type de cœur est refroidi par un métal liquide tel que du sodium par exemple. L'invention peut ainsi s'appliquer notamment à un tel réacteur dans lequel le caloporteur est du sodium liquide, mais elle n'est pas limitée à l'utilisation de ce métal en tant que fluide de refroidissement du cœur. En effet, en variante, le caloporteur peut être par exemple du plomb liquide, ou encore un alliage plomb-bismuth, ou autre.
La présente invention vise à améliorer la sûreté du cœur d'un réacteur à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, y compris un réacteur de forte puissance unitaire (par exemple au-delà de 800 MWe), en proposant une modification de la conception de ce type de cœur. On cherche à obtenir un réacteur à comportement intrinsèquement sûr, de façon à ce que les lois physiques, qui régissent les réactions nucléaires lors de transitoires accidentels, tendent naturellement à étouffer tout emballement potentiel du réacteur. L'invention vise à réduire en particulier ce qui est appelé « l'effet de vidange » (en anglais, « void effect ») dans un réacteur à neutrons rapides. En particulier, lorsque le caloporteur est le sodium, on parle alors d'effet de vidange du sodium (en anglais, « sodium void effect »). L'effet de vidange agit sur la réactivité du réacteur et s'exprime en dollars ($). Il est imputable aux vides qui se forment dans le caloporteur quand celui-ci s'échauffe et arrive à ébullition. Le « dollar » pour quantifier l'effet de vidange est une unité de réactivité. Un dollar (1 $) correspond à un rapport réactivité/proportion de neutrons retardés (en anglais, « delayed neutron fraction ») égal à 1. Plus précisément, on définit un coefficient de vidange (en anglais, « void coefficient ») (exprimé en dollars) qui traduit la variation du facteur de multiplication du réacteur lorsque le caloporteur forme plus de vides que la normale. Si ce coefficient est positif, une augmentation du taux de vide se traduira par une augmentation de la réactivité et de la puissance. S'il est négatif, cet effet tendra à faire décroître la réactivité en entraînant une baisse de la puissance du réacteur.
L'effet de vidange est généralement positif dans un réacteur à neutrons rapides actuel ou ancien, refroidi par du sodium liquide, ce qui signifie que lors de certains transitoires accidentels, il en résulte une augmentation significative de la réactivité du cœur, cette augmentation pouvant conduire à la destruction du cœur.
Le problème de la réduction de l'effet de vidange n'est pas encore complètement et directement résolu actuellement pour les cœurs de forte puissance unitaire, notamment ceux qui sont prévus pour les filières industrielles.
La présente invention vient améliorer la situation.
Elle propose à cet effet une conception originale du cœur d'un réacteur à neutrons rapides notamment en vue de réduire l'effet de vidange précité.
La présente invention vise alors un cœur de réacteur à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, et comportant un ensemble d'éléments combustibles comprenant un matériau fertile et/ou un matériau fissile. L'ensemble d'éléments combustibles est agencé selon une forme générale de cylindre.
Le cœur au sens de l'invention comporte en particulier un premier ensemble d'éléments combustibles, disposé selon une couronne en périphérie du cylindre et comportant relativement plus de matériau fissile qu'un deuxième ensemble d'éléments combustibles, disposé au centre du cylindre. De plus, le matériau de chaque élément combustible est surmonté d'un plénum du métal liquide. Ainsi, le plénum vient occuper les 10 à 40% de matériau en moins dans la couronne intermédiaire de la forme de creuset décrite ci-avant.
Le fait de prévoir un tel plénum permet de réduire déjà le coefficient de vidange de 1$ lorsque ce plénum de sodium se vidange.
Ainsi, la présente invention propose une conception de cœur de réacteur selon une configuration « annulaire », avec alors des éléments combustibles plus riches en matériau fissile répartis en un anneau périphérique autour du centre du cœur. Une telle configuration a permis déjà de réduire le coefficient de vidange. Des exemples concrets de configuration et de valeurs chiffrées correspondantes de réduction de coefficient de vidange sont donnés ci-après.
Préférentiellement, le deuxième ensemble (au centre du réacteur) est dépourvu de matériau fissile.
Optionnellement encore, le premier ensemble et le deuxième ensemble sont mitoyens, et par exemple le rayon externe de la couronne que forme le premier ensemble est 1,5 à 2,5 fois plus grand que le rayon interne de la couronne.
Lorsque le deuxième ensemble est dépourvu de matériau fissile et avec un rapport de rayons externe sur interne de 2, un exemple de réduction de coefficient de vidange atteint est d'environ 1,5 $.
Toutefois, la présente invention permet avantageusement d'atteindre des avantages autres que la réduction du coefficient de vidange. Par exemple, il peut être recherché aussi (et tiré partie de la morphologie du cœur annulaire au sens de l'invention) pour augmenter la puissance produite.
Ainsi, dans une réalisation avantageuse, le premier ensemble comporte au moins - une première couronne comportant une première proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile,
une deuxième couronne comportant une deuxième proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile, inférieure à la première proportion, et
- une troisième couronne comportant une troisième proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile, supérieure à la deuxième proportion,
les première, deuxième et troisième couronnes ayant des rayons respectifs croissants.
Cette disposition permet avantageusement d'uniformiser la puissance utile distribuée radialement sur l'ensemble des couronnes. A cet effet, on peut choisir judicieusement les rayons et/ou les matériaux respectifs - voire aussi, en complément ou en variante, la géométrie-même des éléments combustibles - des première, deuxième et troisième couronnes, comme décrit en détails plus loin en référence à la figure 1. Par exemple, il est possible de jouer sur la proportion de plutonium sur celle d'uranium dans les éléments combustibles (qui peuvent se présenter à titre d'exemple sous la forme d'aiguilles combustibles renfermant des pastilles de tels matériaux). Une variante possible consisterait néanmoins à prévoir des aiguilles plus larges, avec donc en proportion plus de matériau fissile, au niveau des première et troisième couronnes.
Bien que le but recherché soit, pour cette caractéristique optionnelle, une augmentation de la puissance produite grâce à un meilleur aplatissement de sa distribution, il a été observé que cet effet s'accompagnait avantageusement aussi d'une réduction du coefficient de vidange d'environ quelques dixièmes de dollars (globalement une réduction inférieure à ou de l'ordre de 0,5 $).
Dans une réalisation pratique décrite en détails plus loin en référence à la figure 1, les première et troisième proportions de matériau sont similaires dans les première et troisième couronnes. Un autre agencement avantageux du cœur du réacteur concerne une forme « en creuset » des couronnes. En particulier, le matériau fissile dans la deuxième couronne est à un niveau de hauteur inférieur au niveau de hauteur de matériau fissile des première et troisième couronnes, et préférentiellement de 10% à 40% inférieur. Cet agencement permet de gagner encore une réduction du coefficient de vidange d'environ 1$.
Préférentiellement, le plénum est surmonté d'un matériau neutrophage, ce qui permet encore de réduire le coefficient de vidange d'environ 0,5$.
En complément ou en variante, le premier ensemble d'éléments combustibles comporte ce qui est appelé « une plaque intermédiaire », soit, en allant de haut en bas : une zone supérieure de matériau fissile,
une zone intermédiaire de matériau fertile, et
- une zone inférieure de matériau fissile.
Déjà en soi, cet agencement d'une plaque intermédiaire fertile permet de réduire le coefficient de vidange (en particulier si l'épaisseur de la plaque fertile est supérieure à une valeur seuil). En outre, il a été observé qu'il était possible de le réduire davantage en décentrant cette plaque à un niveau plus bas. Ainsi, en considérant un premier plan médian horizontal de zone intermédiaire précitée de matériau fertile et un deuxième plan médian horizontal d'un ensemble formé de :
- la zone supérieure de matériau fissile,
- la zone intermédiaire de matériau fertile
- et la zone inférieure de matériau fissile,
le premier plan est préférentiellement situé en-dessous du deuxième plan.
On peut choisir dans une réalisation que le premier plan médian horizontal soit situé à une hauteur entre 10% et 50% de la hauteur totale de l'ensemble formé de :
- la zone supérieure de matériau fissile,
- la zone intermédiaire de matériau fertile, et - la zone inférieure de matériau fissile.
Un tel agencement permet de réduire le coefficient de vidange d'au moins 1$. Plus particulièrement, il a été observé un effet synergique pour la réduction du coefficient de vidange entre cette configuration en forme de creuset et la configuration de cœur annulaire au sens de l'invention, la réduction du coefficient de vidange atteinte étant supérieure à celle qui pouvait être attendue par une simple somme des réductions liées à chaque configuration considérée séparément. Bien entendu, l'estimation de l'effet de vidange, chiffrée en dollars, n'est qu'une convention en soi et ne traduit pas d'effet physique concret particulier. Ainsi, la réduction du coefficient de vidange discutée ici n'est qu'un estimateur possible d'un effet recherché en amont, et qui consiste préférentiellement en la réduction du coefficient de dilatation du métal liquide pour éviter les « vides » dans le cœur.
D'autres avantages et caractéristiques de l'invention apparaîtront à la lecture de la description détaillée ci- après d'exemples de réalisation non limitatifs, ainsi qu'à l'examen des dessins annexés sur lesquels :
- la figure 1 représente une vue de dessus schématique, en coupe, d'un cœur de réacteur au sens de l'invention,
- la figure 2 représente une vue de côté d'un demi-cylindre que forme le cœur (pas à l'échelle), dans un mode de réalisation,
- la figure 3 représente une autre vue de côté d'un demi-cylindre que forme le cœur (pas à l'échelle), dans un mode de réalisation incluant la plaque intermédiaire fertile précitée, et
- la figure 4 illustre un aplatissement de la distribution de la puissance radiale du fait du choix d'une couronne intermédiaire comportant avantageusement une proportion globale de matériau fissile inférieure. On se réfère tout d'abord à la figure 1 pour décrire la structure de cœur annulaire au sens de l'invention, avec, dans l'exemple de réalisation décrit, plusieurs couronnes périphériques Cl, C2 et C3. Outre ces couronnes Cl, C2, C3 et les barres de contrôle BR (ou « barres de régulation ») classiques dans un réacteur nucléaire, le cœur comporte, dans l'exemple représenté, des assemblages de combustible fertile (non fissile), portant la référence FERT sur la figure l. Il s'agit par exemple, pour chaque assemblage (présentant une forme hexagonale en coupe, dans l'exemple représenté sur la figure 1), d'un ensemble de plusieurs aiguilles comportant chacune des pastilles de combustible fertile, tandis que les couronnes Cl, C2, C3 comportent, quant à elles, des assemblages dont les aiguilles comportent en outre des pastilles de combustible fissile. Chacun de ces assemblages correspond alors à ce qui est appelé précédemment « élément combustible ».
Dans l'exemple représenté, le centre du cœur du réacteur, portant la référence FERT, présente un rayon d'environ 9 assemblages, ce qui correspond à environ 280 assemblages de matériau fertile, formant alors la zone centrale FERT du cœur du réacteur.
Dans l'exemple, chaque assemblage est de forme hexagonale et d'entre-plat d'environ 20 cm. Le cœur comporte alors une première couronne Cl de matériau fissile (correspondant à un anneau de 2 assemblages en moyenne de large), cette première couronne Cl entourant alors le centre FERT du cœur. Une couronne intermédiaire C2 comporte moins de matériau fissile que la couronne Cl et enfin une troisième couronne extérieure C3 comporte autant d'assemblages de fissile que la première couronne Cl.
La figure 1 est à l'échelle en ce sens que les proportions d'assemblages respectives dans le centre FERT et les différentes couronnes Cl, C2 et C3 sont respectées. Ainsi, dans ce mode de réalisation, le rayon externe de fertile au centre, sur le rayon externe de fissile en périphérie du cœur, est d'environ 0,6, ce qui contribue à une réduction du coefficient de vidange de l'ordre de 1,5 à 2 $.
Bien entendu, des variantes sont possibles. Un cœur de réacteur comportant :
- un disque central présentant un rayon correspondant à un ensemble de 7 à 8 assemblages fertiles,
- une première couronne comportant 2 assemblages fissiles de large (à teneur en plutonium élevée),
- une deuxième couronne à 3 assemblages fissiles de large (faible teneur en plutonium),
- une troisième couronne à 2 assemblages fissiles de large (teneur en plutonium à nouveau élevée),
a donné des résultats de simulation très prometteurs. Une autre réalisation possible ayant donné de bons résultats consiste à prévoir :
- 7 assemblages de rayon d'un centre de cœur ne comportant qu'un simple métal pour protection neutronique (typiquement un acier réflecteur), ces assemblages étant alors exempts de matériau fertile, et
- 2 à 3 assemblages de large d'une couronne autour de ce centre, comportant du matériau fertile (pour réagir avec le fissile des couronnes Cl, C2, C3),
- puis, les couronnes Cl, C2 et C3.
Cette configuration permet avantageusement une économie de matériau fertile.
Le fait de choisir une teneur en plutonium élevée pour la couronne Cl, puis faible pour la couronne C2 et à nouveau élevée pour la couronne C3, permet d'aplatir la nappe de puissance radiale générée par l'ensemble du cœur de réacteur, ce qui permet d'éviter un pic de puissance marqué et d'augmenter alors la puissance produite. Sur la figure 4 :
- la courbe en trait plein illustre un profil de puissance radiale qui serait produite sans couronne intermédiaire, - la courbe en traits pointillés illustre le profil de puissance radiale produite avec la couronne intermédiaire C2, dans un exemple de réalisation avantageux.
A titre d'exemple, la teneur en plutonium dans la couronne Cl peut être de l'ordre de 20%, celle de la couronne intermédiaire de 18%, et celle de la couronne extérieure C3 de 21,5%.
On se réfère maintenant à la figure 2 représentant ces différents éléments, vus de côté en représentation dite « R-Z ». Ici, on a représenté le centre du cœur de réacteur (fertile) par la référence 10, étant entendu que cette partie du cœur du réacteur portait la référence FERT sur la figure 1.
On prévoit dans ce mode de réalisation une plaque de matériau fertile 11, 12 et 13 dans les couronnes Cl, C2 et C3. Elles sont agencées sous le matériau fissile portant les références respectives 21, 22 et 23 dans les 3 couronnes Cl, C2 et C3. Comme illustré sur la figure 2, les couronnes Cl et C2 d'une part et les couronnes C2 et C3, d'autre part, sont séparées par les barres de contrôle BR. Il convient de rappeler ici que la figure 2 n'est pas à l'échelle. Le matériau fertile du centre du réacteur 10 est surmonté d'un plénum de sodium liquide portant la référence 30. Il en va de même pour le matériau fissile des couronnes Cl, C2 et C3. On relèvera néanmoins que pour la couronne intermédiaire C2, le plénum de sodium 32 est plus « épais » que le plénum de sodium 31 ou 33 prévu respectivement dans les couronnes Cl et C3.
Dans un réacteur à plénum sodium, il n'y a pas de matériau fertile compris, verticalement, entre le matériau fissile et le plénum sodium.
Enfin, ce plénum est surmonté d'une plaque neutrophage (par exemple du carbure de bore) portant la référence B4C sur la figure 2 (en référence au matériau qu'il est possible de prévoir dans cet exemple de réalisation). Dans l'exemple décrit, la hauteur totale de fissile 22 dans la couronne C2 est réduite de 20% par rapport à la hauteur de fissile dans la couronne Cl ou dans la couronne C3. Sur la figure 2, il n'a pas été représenté le matériau neutrophage, en périphérie de cœur. Il n'a pas été représenté non plus une plaque intermédiaire de fertile qui est prévue dans un exemple de réalisation avantageux de l'invention décrit ci-après en référence à la figure 3.
Dans ce cas, le plénum de sodium a avantageusement une épaisseur plus importante au dessus du matériau fissile de la couronne C2. Le plénum de sodium comprend du sodium liquide ayant un niveau élevé généralement identique au dessus de toutes les couronnes. Cependant, comme la couronne C2 a une hauteur de matériau fissile plus faible que d'autres couronnes, l'épaisseur de plénum sodium peut être plus importante au dessus de la couronne C2. Par exemple, les aiguilles formant la couronne C2 peuvent avoir une hauteur, dite longueur d'aiguille, plus faible que dans d'autres couronnes.
Sur la figure 3, les éléments portant la même référence que sur la figure 2 sont identiques ou tout au moins similaires. Ainsi, ils ne sont pas commentés à nouveau. Ici, il est prévu en particulier une plaque fertile intermédiaire, portant respectivement les références 41, 42 et 43 dans les couronnes Cl, C2 et C3. Cette plaque intermédiaire peut être disposée à un niveau un peu plus bas que le plan médian de l'ensemble du cœur (préférentiellement à une hauteur de 30% à partir de la zone inférieure de matériau fissile 21, 22 ou 23 des couronnes Cl, C2 et C3). Cette disposition permet de diminuer significativement le coefficient de vidange.
A titre d'information, la hauteur de plénum peut aller de 20 à 60 centimètres, celle de la plaque fertile interne de 10 à 30 cm, une longueur d'aiguille pouvant être au total de 2 mètres. La plaque neutrophage est par exemple de l'ordre de 40 cm. Bien entendu, la présente invention ne se limite pas à la forme de réalisation décrite ci- avant à titre d'exemple ; elle s'étend à d'autres variantes. Ainsi, les dimensions données ci-avant sont présentées à titre uniquement d'exemple. Par ailleurs, chaque configuration de « creuset » ou de couronne intermédiaire favorisant un aplatissement de la distribution de la puissance radiale au niveau de la couronne intermédiaire, ou encore la plaque fertile située à un niveau inférieur à un niveau médian, sont autant de dispositions qui permettent de réduire avantageusement l'effet de vidange. Ainsi, elles sont avantageuses lorsqu'elles sont combinées à une configuration de cœur annulaire au sens de l'invention, sans toutefois être essentielles, prises ensembles ou considérées individuellement. De même, dans l'exemple de réalisation présenté ci-avant, trois couronnes Cl, C2, C3, dont une couronne intermédiaire C2, sont prévues. Bien entendu, il est possible de prévoir plus de trois couronnes (cinq, sept, ou autres).
En outre, on a décrit ci-avant une réalisation dans laquelle le centre du cœur est dépourvu de fissile. Dans une variante présentant de nombreux avantages, le centre du cœur, de couleur blanche sur la figure 1, peut comporter du fissile. Globalement, ce centre, avec la couronne de fertile FERT, comporte moins de fissile (en proportion par rapport au fertile) que l'ensemble des trois couronnes périphériques Cl, C2, C3. Néanmoins, dans une telle réalisation, le centre lui-même (de couleur blanche) peut comporter autant de fissile par exemple que la couronne Cl ou que la couronne C3. Les avantages qui découlent d'une telle réalisation sont notamment que :
- du fait de comporter du fissile au centre, les dimensions du réacteur peuvent être réduites à puissance égale,
- des performances d'exploitation comme le gain de régénération global (qui est un indicateur de la quantité nette de plutonium produite dans le réacteur) ou la longueur de la campagne d'exploitation se trouvent améliorées,
- le rendement global en puissance est meilleur, et
- le coefficient de vidange n'est pas ou n'est que très peu modifié par une telle réalisation.

Claims

REVENDICATIONS
1. Cœur de réacteur à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, et comportant un ensemble d'éléments combustibles comprenant un matériau fertile et/ou un matériau fissile, l'ensemble d'éléments combustibles étant agencé selon une forme générale de cylindre, le matériau fissile de chaque élément combustible étant surmonté d'un plénum (31, 32, 33) dudit métal liquide,, caractérisé en ce qu'un premier ensemble d'éléments combustibles (Cl, C2, C3), disposé selon une couronne en périphérie du cylindre, comporte relativement plus de matériau fissile qu'un deuxième ensemble d'éléments combustibles (FERT), disposé au centre du cylindre.
2. Cœur selon la revendication 1, caractérisé en ce que le deuxième ensemble (FERT) est dépourvu de matériau fissile.
3. Cœur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le premier ensemble et le deuxième ensemble sont mitoyens, et en ce que le rayon externe de la couronne du premier ensemble est 1,5 à 2,5 fois plus grand que le rayon interne de la couronne.
4. Cœur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le premier ensemble comporte au moins :
- une première couronne (Cl) comportant une première proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile,
- une deuxième couronne (C2) comportant une deuxième proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile, inférieure à la première proportion, et
- une troisième couronne (C3) comportant une troisième proportion globale de matériau fissile sur matériau fertile, supérieure à la deuxième proportion, les première, deuxième et troisième couronnes ayant des rayons respectifs croissants.
5. Cœur selon la revendication 4, caractérisé en ce que les première et troisième proportions sont similaires.
6. Cœur selon l'une des revendications 4 et 5, caractérisé en ce que les rayons et ou les matériaux respectifs des première, deuxième et troisième couronnes sont choisis pour uniformiser la puissance utile distribuée radialement sur l'ensemble desdites couronnes.
7. Cœur selon l'une des revendications 4 à 6, caractérisé en ce que le matériau fissile dans la deuxième couronne est à un niveau de hauteur inférieur à un niveau de hauteur de matériau fissile des première et troisième couronnes.
8. Cœur selon la revendication 7, caractérisé en ce que le matériau fissile dans la deuxième couronne est de niveau inférieur de 10% à 40% du niveau de matériau fissile des première et troisième couronnes.
9. Cœur selon l'une des revendications 1 à 8, caractérisé en ce que le plénum est surmonté d'un matériau neutrophage (B4C).
10. Cœur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le premier ensemble d'éléments combustibles comporte, en allant de haut en bas :
- une zone supérieure de matériau fissile,
- une zone intermédiaire de matériau fertile (41, 42, 43), et
- une zone inférieure de matériau fissile.
11. Cœur selon la revendication 10, caractérisé en ce qu'un premier plan médian horizontal de ladite zone intermédiaire de matériau fertile est situé en-dessous d'un deuxième plan médian horizontal d'un ensemble formé de :
- la zone supérieure de matériau fissile,
- la zone intermédiaire de matériau fertile,
- et la zone inférieure de matériau fissile.
12. Cœur selon la revendication 11, caractérisé en ce que le premier plan médian horizontal est situé à une hauteur entre 10% et 50% de la hauteur totale de l'ensemble formé de :
- la zone supérieure de matériau fissile,
- la zone intermédiaire de matériau fertile, et
- la zone inférieure de matériau fissile.
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