WO2013079662A1 - Assemblage pour reacteur nucleaire comportant du combustible nucleaire systeme de declenchement et d'insertion d'au moins un element absorbant neutronique et/ou mitigateur - Google Patents

Assemblage pour reacteur nucleaire comportant du combustible nucleaire systeme de declenchement et d'insertion d'au moins un element absorbant neutronique et/ou mitigateur Download PDF

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WO2013079662A1
WO2013079662A1 PCT/EP2012/074096 EP2012074096W WO2013079662A1 WO 2013079662 A1 WO2013079662 A1 WO 2013079662A1 EP 2012074096 W EP2012074096 W EP 2012074096W WO 2013079662 A1 WO2013079662 A1 WO 2013079662A1
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WO
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assembly
capsule
assembly according
elements
triggering
Prior art date
Application number
PCT/EP2012/074096
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Inventor
Denis Lorenzo
Jean Michel ESCLEINE
Guy Mailhe
Alain Ravenet
Original Assignee
Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives
Areva Np
Electricite De France
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Publication date
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • 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
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
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    • G21C1/00—Reactor types
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    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a mixed assembly for a nuclear reactor, comprising nuclear fuel and at least one insert element which may be only a neutron absorbing material and / or a mixer in the event of generalized core melting.
  • Mixer means a material capable of forming a eutectic low melting point with the material constituting the cladding of the nuclear fuel needles of the assembly and which prevents the formation of plugs which would hinder the evacuation of the molten heart or corium.
  • the assembly is particularly intended for sodium-cooled fast neutron reactors, henceforth referred to as RNR-Na.
  • these elements In order to regulate the activity of the core of a nuclear reactor or to limit a reactor malfunction, it is intended to insert therein elements composed of neutron absorbing materials. In normal operation, these elements may be in the form of assembly bars suspended above the core. When a need to decrease reactivity of the reactor is detected, the absorbent elements are inserted into the fissile zone.
  • a malfunction of the reactor may be a problem in the reactor cooling circuit, for example in the primary circuit, a plug may have formed and preventing the circulation of liquid sodium in the case of a reactor cooled at the reactor. sodium. It can be a loss of cold source, i.e. the calories extracted by the primary circuit are no longer properly evacuated.
  • absorbent elements By inserting absorbent elements into the core, it is intended to quench the neutron reaction and stabilize the reactor core at a temperature adapted to the accepted criteria for the malfunctions considered.
  • the shutdown systems implemented until today in the RNR-Na are based on active devices, in the sense that the insertion of the absorbing elements is triggered by an external electrical control. or by the loss of the electrical signal.
  • the stop systems implemented until today have a mechanical interface with the heart cover cap.
  • Document FR 2230984 describes a fuel assembly comprising a housing containing nuclear fuel needles and an emergency stop device.
  • the stop device occupies the place of fuel needles.
  • This device comprises a sealed envelope, which is integral with the housing of the assembly.
  • the shut-off device contains argon and boron carbide in the form of elongate elements suspended along a wire.
  • the wire is suspended from the watertight envelope by a fuse sensitive to temperature. When the temperature exceeds a threshold, the fuse melts, releasing the boron carbide that falls into the bottom of the capsule at the height of the heart.
  • the envelope being fixed to the assembly, it is therefore not mechanically decoupled and can therefore potentially be deformed by mechanical stresses occurring at the level of the grating pitch, arcure type and / or crushing of the interstice of the 'assembly.
  • the insertion of boron carbide into the core of the assembly could then be hampered.
  • the casing being secured to the carrier fuel assembly, it is not possible to decouple the life of the absorbent device and that of the carrier fuel assembly.
  • the handling of the absorbent material in the fuel assembly manufacturing lines and during dismantling operations is problematic.
  • the document FR 2251079 describes a safety device for a nuclear reactor having absorbent elements in the form of cylindrical links.
  • the cylindrical shape of the links is not optimal for the reliability of insertion, nor from a thermal point of view, nor for the neutron efficiency.
  • the document FR 2683667 describes a nuclear fuel device with integrated passive safety device.
  • the passive safety device comprises absorbent elements in the form of balls embedded in a fuse matrix.
  • the stack of balls presents a risk of mechanical blockage by vault effect, which is unfavorable to the releasing and insertion reliability.
  • the distribution of the balls within the fissile bundle is not controlled, especially at the end irradiation when the beam is likely to exhibit significant deformations due to irradiation creep and swelling under irradiation.
  • thermosensitive trigger device for inserting a neutron absorbent into a reactor, the device is disposed in a fuel assembly.
  • the reactivity and accuracy of this system compared to temperature excursions are very limited.
  • this device has a significant impact on the neutron performance of the core in nominal operation. Indeed, for a stop system to have a minimum impact on the neutron performance of the core in nominal operation, it is necessary to maximize the volume fraction of neutron function elements (absorbent and fuel) per assembly to minimize the loss. volume fraction of fuel in the heart. For assemblies dedicated to control systems, this typically results in maximizing the amount of embedded absorbent per assembly to minimize the number of locations in the core.
  • It is therefore an object of the present invention to provide a nuclear assembly comprising a passive trigger emergency stop system, on board, ie without mechanical link with the core cover plug, having high accuracy and high reliability trigger, as well as high reliability of insertion, and whose smooth operation can be tested as many times as necessary.
  • a nuclear assembly having a housing in which nuclear fuel needles are disposed and an emergency stop system disposed in the housing in place of a portion of the nuclear fuel needles, the system emergency stop device comprising a capsule extending along the axis of the housing, said capsule being removably inserted in a sheath defining a housing within the fuel needles and in which is suspended an insert assembly which can be neutron absorbent and / or mixer
  • the assembly comprises an emergency stop system mechanically decoupled from the assembly, the system can then be put in place and removed from the assembly casing to check its operating condition and possibly can be repaired, rearmed or for replace the assembly to be inserted in case of excessive reduction of antireactivity.
  • the precision and reliability of triggering the insertion are optimized.
  • the triggering of the insertion is faster and more accurate compared to an assembly dedicated exclusively to the absorbent, since the heat transfer power and flow rate of the exclusively combustible or mixed assemblies are significantly higher than those of the assemblies exclusively. absorbents.
  • the release of the assembly to be inserted may be caused by any physical characteristic representative of an accidental state of the assembly.
  • the neutron flow or flux can be used as triggering physical phenomena, depending on the type of accident situation encountered, respectively a loss of flow of the primary circuit and a transient of reactivity.
  • the temperature is used as a physical triggering phenomenon.
  • the triggering device of the shutdown system can be of magnetic type, when the Curie temperature is reached, the assembly to be inserted is released.
  • it can be actuated by a differential expansion phenomenon, the rise in the temperature of the coolant causing the release of the assembly to be inserted, the release device being directly in the coolant flow rate.
  • the emergency stop device comprises means which prevent the inadvertent fall of the assembly to be inserted by avoiding its release if the temperature of the coolant does not exceed the given threshold.
  • the assembly to be inserted is formed of several elements of substantially spherical shape mounted on a cable and forming a string, reducing the risk of non-insertion of the elements.
  • the subject of the present invention is therefore a carrier assembly for a nuclear reactor comprising a housing with a longitudinal axis intended to be oriented substantially along a vertical axis, a fissile zone situated at the bottom of the housing, a free volume located at the top of the housing, a free space in the fissile area extending over at least part of the fissile area along the longitudinal axis, from the end of the fissile zone at the top side along the axis longitudinal, a sheath bordering the free space, and a trigger and insertion system
  • said trigger and insertion system comprising a longitudinal axis capsule, a set to insert suspended in the capsule and a trigger device and insertion device capable of releasing said assembly to be inserted in case of an accidental state of the assembly, said capsule being inserted partially into the sheath, said triggering system and inserted removably in the carrier assembly, and said capsule comprising a gripping head through which the release and insertion system is suspended above the sleeve.
  • the triggering and insertion device is advantageously arranged in an upper part of the upper zone of the housing.
  • the free space is located in a central portion of the fissile zone so that the longitudinal axis of the trigger and insertion system is coaxial with the axis of the assembly.
  • the assembly to be inserted may be of the neutron absorbing and / or mixing type.
  • the longitudinal dimension of the assembly to be inserted is for example chosen at most equal to half of the total longitudinal dimension of the capsule.
  • the capsule comprises means for damping the fall of the assembly to be inserted at the end of the stroke.
  • the capsule may comprise heat-transfer supply ports at the end of its portion disposed in the sheath.
  • the carrier assembly may comprise means for guiding the installation of the trigger and insertion system in the fissile zone of the assembly, arranged at the end of the sleeve located on the free volume side of the carrier assembly. .
  • the housing preferably has a hexagonal cross-section and the sheath has a hexagonal outer cross-section and a hexagonal or circular inner cross-section and the capsule has a circular outer cross-section.
  • the assembly to be inserted comprises a plurality of elements mounted hinged to each other, one of the end elements forming a fastening head cooperating with means for holding the triggering and insertion device.
  • the elements are advantageously strung on a cable.
  • the cable is made of braided metal fibers or braided ceramic fibers.
  • each element has a spherical shape.
  • the carrier assembly may comprise damping means between at least one pair of elements.
  • the elements are formed of several absorbent materials.
  • the absorbent elements may comprise at least elements in a first absorbent element and second elements in a second absorbent element.
  • the elements are hollow or comprise a central core and a peripheral envelope composed of two different materials.
  • the triggering and insertion system is advantageously sensitive to a variation in temperature. Even more advantageously, the triggering and insertion system is of the differential expansion type.
  • the triggering and insertion system comprises locking means preventing insertion of the assembly to be inserted for a temperature below the operating temperature of the reactor.
  • the carrier assembly preferably comprises means for detecting the insertion of the ultrasound telemetry insert assembly.
  • the triggering and insertion device comprises a longitudinally fixed part formed by the capsule and a longitudinally movable part, the capsule comprising means for holding the assembly to be inserted in a suspended position above the fissile zone, said assembly to be inserted being releasable under the action of the movable part, the movable part comprising the locking means and means for holding in the suspended position of the assembly to be inserted and means for releasing the assembly to insert holding means, said locking means being formed by at least a first surface, said abutment surface, and the means for releasing the assembly to be inserted being formed by at least a second surface, said release surface, and means for displacement along the longitudinal axis of said abutment and release surfaces, said displacement means being formed by a ferrule adapted to expand ongitudinally so differential with respect to the capsule under the effect of the elevation of the coolant temperature, said abutment surface and said release surface being
  • the detection means may comprise at least one ultrasonic transducer disposed above the head of the capsule, a reflector mounted on the head of the capsule in front of the transducer, the longitudinal position of the reflector being controlled by the maintenance or not of the assembly to be inserted by the holding means, said reflector being connected to an insertion assembly by an elongated element slidably mounted in a longitudinal bore passing through the capsule head and holding the reflector in a non-insertion state by pressing on the assembly to insert.
  • the carrier assembly may comprise a resilient means compressed in the presence of the assembly to be inserted and expanding in the absence of the element to be inserted and exerting a tensile force on the elongated element so as to move the reflector.
  • a radial clearance is preferably provided between the ferrule and the capsule so as to define a coolant circulation channel between the ferrule and the capsule, the ferrule having orifices for the circulation of the coolant in said channel.
  • the holding means comprise at least two fingers, preferably three, distributed around the longitudinal axis and mounted articulated in rotation on the capsule so as to be able to take a position close to the longitudinal axis to maintain the assembly. to be inserted between the fingers, and a position spaced from the longitudinal axis in which the assembly to be inserted is released.
  • the abutment surface is for example a radially disposed surface on the outside of the fingers preventing in the locking position the fingers from moving away from the longitudinal axis
  • the release surface is for example a surface perpendicular to the longitudinal axis
  • the fingers have a cam surface with which the release surface cooperates to rotate the fingers away from the longitudinal axis .
  • the ferrule is made of austenitic steel and the capsule is tungsten-based alloy or the ferrule is Z10 steel CNDT 15.15 B hardened and the capsule is W-5Re.
  • the carrier assembly is advantageously for a fast neutron nuclear reactor cooled by a liquid metal, preferably sodium in which the material or materials of the neutron absorbent is / are chosen from B 4 C, more or less enriched at 10B, metal hafnium, refractory boride materials, for example HfB 2 and TiB 2 , hexaboride.
  • a liquid metal preferably sodium
  • the material or materials of the neutron absorbent is / are chosen from B 4 C, more or less enriched at 10B, metal hafnium, refractory boride materials, for example HfB 2 and TiB 2 , hexaboride.
  • the material (s) of the neutron absorbent is / are selected from among Hafnium, DyllB6, GdllB6, SmllB6 and ErllB4, natural Hf B2 and natural TiB2.
  • the present invention also relates to a nuclear reactor comprising nuclear fuel assemblies and a carrier assembly according to the invention.
  • FIG. 1 is an overall view of an exemplary embodiment of a carrier assembly according to the present invention, comprising a trigger and insertion system, the set of absorbent elements being suspended,
  • FIG. 2 is a view of the assembly of FIG. 1, the set of absorbent elements being inserted,
  • FIG. 3 is a sectional view of the assembly of FIG. 2 at the level of the fissile zone and through an absorbent element
  • FIG. 4 is a front view of a particularly advantageous embodiment of a trigger and insertion system that can be implemented in the carrier assembly according to the present invention, for example at a handling temperature
  • Figure 5A is a longitudinal sectional view of Figure 4 at the triggering device and insertion at the handling temperature
  • FIG. 5B is a view in longitudinal section of FIG. 4 at the trigger and insertion device at the operating temperature
  • FIG. 5C is a longitudinal sectional view of FIG. 4 at the tripping and insertion device at the tripping temperature just before insertion of the absorbent into the core;
  • FIG. 5D is a longitudinal sectional view of FIG. 4 at the triggering and insertion device at the triggering temperature during the insertion of the absorbent into the core
  • FIG. 6 is a view from above of the system of FIG. 4,
  • Fig. 7 is a cross-sectional view of the system of Fig. 4 along the plane A-A shown in Fig. 5C.
  • carrier assembly will be used to designate the assembly according to the present invention comprising both nuclear fuel and absorbent elements
  • standard assembly means an assembly having no than nuclear fuel.
  • normal operation the operation of the reactor under normal temperature conditions
  • accidental situation a reactor state that requires the insertion of absorbents to slow down or stop the reaction. This situation results, for example, in an increase in the temperature of the reactor, which generates an increase in the temperature of the coolant beyond a given temperature threshold.
  • the assembly to be inserted is described as being a set of elements made of neutron absorbing material, however the invention also applies to the insertion of a set of absorbent elements and / or or mixers.
  • a nuclear reactor comprises an enclosure in which a plurality of nuclear fuel assemblies, arranged next to each other, are arranged.
  • the assemblies form the heart of the reactor.
  • a coolant circulates in assemblies and between assemblies to extract the heat generated by the nuclear fuel, forming the primary circuit.
  • the assemblies contain the nuclear fuel, for example distributed in needles.
  • the part of the assemblies comprising the nuclear fuel is called the fissile zone.
  • the carrier assembly A according to the present invention, shown in Figures 1 and 2, comprises a housing 40 of longitudinal axis XI of cylindrical shape hexagonal section.
  • the assemblies have a hexagonal outer cross-section.
  • the assemblies may have other types of external cross-sections, such as circular or rectangular sections.
  • the carrier assembly according to the invention replaces a standard nuclear fuel assembly.
  • a reactor may comprise several carrier assemblies according to the invention.
  • the casing 40 comprises a central part 42, called a fissile zone, receiving the nuclear fuel needles 41.
  • the casing 40 comprises a lower part called an assembly foot 44 ensuring the maintenance of the assembly in the reactor, the assembly foot 44 being intended to be mounted in a support called sommier.
  • the housing 40 also has an upper portion 48 open.
  • the assembly foot also includes supply orifices 46 with heat transfer fluid allowing the coolant to pass through the assembly.
  • the carrier assembly A is traversed from bottom to top by the coolant symbolized by the arrow F, which is circulated by means of pumps, the coolant extracting the heat produced by the needles.
  • the coolant also flows outside the carrier assembly, between the standard assemblies and the carrier assemblies, in so-called inter-assembly zones.
  • the carrier assembly also comprises a housing 52 of longitudinal axis extending over the entire height of the fuel needles 41.
  • This housing 52 is delimited by a sleeve 54, whose outer section is homothetic to that of the housing.
  • the sheath 54 integrates a trigger and insertion system SI, which will be described later, in the needle beam and the coherence of the architecture of the needle beam.
  • SI trigger and insertion system
  • the sleeve 54 has a hexagonal outer section such as the housing.
  • the inner section of the sleeve 54 is circular.
  • the inner section of the sleeve 54 could be hexagonal.
  • the axis of the housing 52 is aligned with that of the assembly.
  • the sleeve 54 replaces two crowns of needles.
  • the sleeve 54 has in its lower end one or more coolant supply ports.
  • the carrier assembly according to the present invention also comprises a system for triggering and insertion SI of a neutron absorbent in case of accidental operation, this system forming an emergency stop device.
  • the trigger and insertion system comprises a trigger and insertion device D1 and an absorbent assembly 2, said absorbent assembly being held suspended by the triggering and insertion device D1 during normal operation and being released in operation. accidental.
  • the triggering and insertion system SI is removably mounted in the sleeve 54. No securing means is provided between the triggering and insertion system SI and the assembly.
  • the trigger and insertion system SI comprises a capsule 10 formed by a tubular body of longitudinal axis X with a circular cross-section in the example shown.
  • the inner section of the sleeve 54 is circular like that of the capsule 10.
  • the capsule 10 comprises an upper zone ZI, in which is located the absorbent assembly 2 suspended by the trigger and insertion device D1, which is above the fuel pins, when the system is mounted in an assembly such as it can be seen in Figure 1.
  • the capsule 10 also comprises a lower zone Z11 mounted in the sleeve 54, which is therefore in the fissile zone within the fuel pins.
  • the lower zone Z11 receives the assembly 2 when it has been released (FIG. 2).
  • the diameter of the lower zone Z11 of the capsule 10 is slightly smaller than the inside diameter of the sleeve 54 to allow its insertion.
  • the sleeve 54 besides the fact that it delimits a housing for the capsule 10, improves the mechanical decoupling between the trigger and insertion system SI and the assembly, insofar as it protects thanks to its rigid structure the system triggering and insertion SI of the swelling of the needles under irradiation. It thus contributes in a general way to the mechanical decoupling with the pitch of the network.
  • the capsule 10 also comprises a gripping head 13 intended to allow manipulation of the capsule 10 and more generally of the trigger and insertion system SI.
  • the gripping head 13 comprises means for gripping the system by an external handling device (not shown).
  • the capsule 10 is held in the carrier assembly at its head.
  • the coolant for example liquid sodium
  • the capsule 10 in its lower part, has supply ports to ensure the filling of the capsule 10 with the coolant, the lower feed ports are provided with porous vents that have very high pressure losses. This allows the filling without generating significant flow, and this regardless of the size of the upper outlet openings.
  • the assembly 2 having a low mass and the sodium having a significant viscosity, the heat transfer rate in the capsule is as low as possible so as not to slow down the fall of the material and thus not penalize the time of fall.
  • annular piece 61 is provided at the top of the sleeve 54 ensuring the centering of the trigger and insertion system during its introduction; this also has a secondary thermohydraulic function of mixing the outflow of the sleeve with the outflow of the needle beam, i.e. it ensures a significant mixture for the thermal homogeneity of the coolant bathing the expansion shell.
  • the capsule 10 As for the capsule 10, it is suspended at its head and does not rest at its lower end or the ferrule.
  • FIG. 3 a cross-section of the assembly of FIG. 1 can be seen at the level of the fissile zone and through an absorbent assembly 2. It can be seen the relative arrangement of the needles 41, the sleeve 54, the capsule 10 and an absorbent element 4 of the absorbent assembly 2.
  • the triggering and insertion device Dl ensures the insertion of the neutron absorbent in case of accidental operation.
  • this accidental operation can be detected for example by a variation of the coolant flow rate or a variation of the neutron flux.
  • it can be detected by an increase in the coolant temperature beyond a given threshold within the assembly, which makes it possible to detect the main accident situations, the loss of flow of the primary circuit, the loss of the cold source formed by the secondary circuit and a transient of reactivity.
  • these three accidental situations are likely to lead to an increase in the coolant temperature, while, for example, the use of the flow variation only allows to detect a single accidental situation.
  • FIG. 2 and in detail in FIGS. 4, 5A to 5D and 6, there can be seen a particularly advantageous exemplary embodiment of a differential expansion triggering and insertion device for the carrier assembly according to the present invention.
  • the trigger and insertion device D1 is intended to maintain, in normal operation, the absorbent assembly 2 above the fissile zone, and in an accidental situation to release the absorbent assembly 2.
  • the absorbent assembly 2 comprises a plurality of elements 4 of spherical or substantially spherical neutron absorbing material threaded onto a cable 6 (shown in dotted line) so as to form a string.
  • This set of absorbent elements will be described in detail in the following description.
  • the upper end element 2.1 differs from the other elements in that it is intended to cooperate with the trigger and insertion device.
  • the hook head end element 2.1 has a frustoconical shape formed of a large base oriented towards the spherical shaped elements and a lateral surface.
  • the shape of the elements 4 is in no way limiting, the implementation of elongated elements such as cylinders of revolution may be suitable. However, this form is less optimal for the reliability of insertion of the elements than the spherical shape.
  • the articulated structure in the form of a string is also in no way limiting, and a structure formed for example by one or more bars made of absorbent material, type control bar, could be suitable. However, this structure is less optimal for the insertion reliability of the absorbent assembly than the string of articulated elements.
  • the coolant for example liquid sodium, circulates in the assembly along the longitudinal axis X from bottom to top.
  • the trigger and insertion device D1 is arranged around the upper zone ZI of the capsule.
  • the device D1 comprises means 11 for maintaining the assembly 2, locking means of the holding means 11 and passive activation means which ensure the release of the assembly 2 in abnormal situation.
  • the trigger and insertion device D1 has a shape of revolution of longitudinal axis X.
  • the triggering and insertion device D1 comprises in the lower part a ferrule 19 fixed by its upstream end to the capsule 10, considering the flow direction of the coolant from bottom to top, and in the upper part a control head 18 in the extension of the shell 19 and secured axially thereof.
  • the control head 18 is mounted capable of sliding around the capsule 10. A radial clearance is provided between the outer diameter of the capsule and the internal diameter of the control head 18.
  • the holding means 11 also comprise fingers 20 mounted articulated on an upper part of the body of the capsule 10.
  • control head 18 and the fingers 20 are advantageously located in the upper part of the capsule 10 in an area remote from the fissile core where the neutron flux is minimal.
  • the fingers 20 are three in number 20 distributed substantially at 120 ° from one another providing a uniform support for the assembly. One could, however, provide only two fingers, or three fingers or more.
  • the fingers 20, in the holding position, are inclined towards the longitudinal axis X.
  • Each finger 20 has a first longitudinal end 20.1 articulated in rotation on the capsule body 10 about a Y axis orthogonal to the longitudinal axis X and a second longitudinal end 20.2 forming a support surface in contact with the attachment head 2.1.
  • the capsule 10 comprises longitudinal slots in which the fingers 20 are mounted so that the second end 20.2 of the fingers 20 is located inside the capsule 10.
  • the second end 20.2 of each finger has a notch 22 delimited by two surfaces 22.1, 22.2 particularly visible in Figure 5C.
  • One 22.1 surfaces is intended to be in support against the large base of the attachment head 2.1 and the other surface 22.2 is intended to bear against the lateral surface, as is particularly visible in Figures 5A to 5C.
  • the control head 18 carries the finger locking means 20 in the holding position of the assembly 2, i.e. in an inclined position towards the longitudinal axis X.
  • the locking means comprise stops 24 arranged radially outside the fingers 20 so as to prevent them from moving away from their holding position.
  • each finger 20 has a spout on its edge 20.3 opposite their abutment surface 24.
  • a radial clearance is advantageously provided between the spout and the abutment surface 24, avoiding friction and risk of seizure.
  • the abutment surfaces 24 are carried by a single annular surface of axis X formed inside the control head 18. In the example shown, this surface is located downstream with respect to the axes of rotation of the fingers on the capsule 10.
  • control head 18 carries the passive activation means ensuring the release of the assembly 2 in abnormal situation.
  • the passive activation means are formed by thrust surfaces 26 oriented in a transverse plane, for example perpendicular to the longitudinal axis, intended to bear against the fingers 20 to exert a thrust on them and cause their pivoting around their axis of rotation.
  • the thrust surfaces 26 are intended to bear against cam surfaces 28 of the fingers located radially inwardly with respect to the axis of rotation of the fingers 20.
  • the thrust surfaces 26 are located upstream with respect to the axes of rotation of the fingers 20 on the capsule 10.
  • control head 18 has in its inner periphery cavities 30 for accommodating the fingers 20.
  • the tubular body of the capsule 10 has on its radially projecting outer surface three tabs 32 carrying the axes of rotation of the fingers 20.
  • the passive activation means are formed by the ferrule 19 and by the control head 18.
  • the ferrule 19 and the control head 18 are made of a material having a high coefficient of expansion, greater than that of the material of the capsule 10 , preferably substantially greater than that of the material of the capsule 10.
  • the inner diameter of the shell 19 is chosen to provide a channel between the ferrule and the outer face of the capsule 10 to ensure the flow of coolant. Openings 36 are made in the shell 19 and in the upstream and downstream parts to allow the heat transfer and its evacuation.
  • the radial distance between the ferrule and the capsule is of the order of one to several centimeters, which ensures that a significant portion of the coolant flow circulates between the outer surface of the ferrule 19 and the inner surface of the capsule. 10.
  • the temperature of the system is then close to the temperature of the coolant, which results in a high accuracy of triggering the system.
  • the axial dimension of the ferrule 19 is chosen very large, thus it has a very large heat exchange surface with the coolant, which allows to integrate the local thermal heterogeneities that can support and thus improve trigger reliability.
  • Means for damping the fall of the neutron absorber material at the end of stroke are provided in the lower zone Z11 of the capsule. For example, this damping is obtained by reducing the diametral clearance between the absorbent assembly and the capsule at the bottom of the capsule.
  • - mounting state (of the SI system in the carrier assembly): at ambient temperature, for example 20 ° C, which is called “mounting temperature”
  • - state of handling (of the carrier assembly, equipped with the SI system, in the reactor core): at a temperature of the order of 180 ° C to 250 ° C, which is called “handling temperature”;
  • Triggering state at the threshold temperature, for example of the order of 660 ° C in the present invention to which it is desired to insert the absorbent material in the fissile core.
  • the mounting state is not shown but is very close to that shown in Figure 5A.
  • the various elements of the trigger and insertion system are not deformed by the thermal expansion.
  • the fingers 20 support the assembly 2.
  • the abutment surfaces 24 are opposite the nozzles 20.3 of the fingers 20 and the thrust surfaces 26 are spaced from the cam surfaces 28.
  • the fingers 20 are thus locked and the assembly 2 can be released. The manipulation of the system can then be done safely without the risk of unwanted insertion into the needle beam.
  • the trigger and insertion system is placed in the carrier assembly which is disposed in the reactor. Due to the temperature in the reactor and the difference in coefficients of expansion between the material of the capsule 10 and that of the ferrule 19 and the control head 18, a differential expansion appears between the capsule 10 and the ferrule assembly 19 and control head 18. There is therefore a differential deformation between the capsule 10 and the ferrule assembly 19 and control head 18, and a relative displacement of the abutment surfaces 24 and thrust surfaces 26 carried by the head of control 18 with respect to the fingers 20.
  • the differential expansion is such that the abutment surfaces 24, although having moved relative to the fingers 20, are still partially opposite the beaks of the fingers 20 and still ensure a locking of the fingers in the holding position of the assembly 2.
  • the fingers 20 thus support the assembly 2.
  • the assembly can not be released. The handling of the system can then be done safely without the risk of unwanted insertion into the needle beam.
  • the operating state is shown in Figure 5B.
  • the different elements of the trigger and insertion system are immersed in the coolant at the operating temperature.
  • the shell 19 is surrounded by coolant through the channel formed between the shell 19 and the capsule 10, and is therefore sensitive to the operating state of the assembly.
  • the increase in temperature of the coolant leads to the continuation of the increase of deformation of the elements of the trigger system and insertion by thermal expansion.
  • the differential expansion between the ferrule 19 and the capsule 10 is such that the abutment surfaces 24 are no longer opposite the beaks of the fingers 20, the fingers 20 are thus unlocked.
  • the thrust surfaces 26 just come into contact with the cam surfaces 28, the fingers 20 are thus still inclined towards the longitudinal axis in the holding position of the assembly 2.
  • the trigger state when the threshold temperature is reached ie the state in which the set 2 is released, is shown in Figure 5C (just before the release), and in Figure 5D (being inserted) .
  • the fingers 20 are in the final phase of rotation and the assembly 2 is almost released.
  • the fingers have finished tilting, the assembly 2 is released and is falling toward the fissile heart.
  • the insertion of the absorbent elements ensures the neutron quenching of the chain reaction so as to avoid core melting in the short term.
  • a quenching temperature compatible with maintaining the integrity of the core support structures is provided for a period of time sufficient to implement corrective actions.
  • the ferrule 19 and the control head 18 of the trigger and insertion device are made of a material with a high coefficient of expansion, for example a steel, more particularly austenitic steel such as that used for the sheaths. needles like Z10 CNDT 15.15 B (15/15 Ti) hardened steel.
  • the capsule 10 which is made of a material having a significantly lower expansion coefficient than the material of the shell 19 and the control head 18, one can choose a tungsten-based alloy, for example the alloy W -5Re, ie which is a tungsten alloy with 5% rhenium.
  • An alloy such as W-ODS can also be envisaged.
  • tungsten has the advantage of swelling slightly under irradiation at the temperatures considered because of its refractory nature.
  • the W-5Re alloy also offers an acceptable ductility with respect to the dimensioning rules considered.
  • the alloy Z10 CNDT 15.15 B for the capsule and the alloy W-5Re for the shell provided of course to adapt the trigger device accordingly.
  • the abutment surfaces 24 form a radial surface and the thrust surface 26 forms a surface perpendicular to the longitudinal axis.
  • a first technique may consist in detecting the insertion of the antireactivity into the heart, either directly through the neutron chambers, or indirectly through the "heart temperature treatment" (TRTC) which consists of measuring the heat transfer temperature of the heat transfer medium by means of thermocouples located above the assemblies. If absorbent material falls, the power of the carrier assembly drops and the coolant outlet temperature of the carrier assembly drops. Therefore, by detecting a drop in the coolant temperature, the antireactivity insertion is detected.
  • TRTC heart temperature treatment
  • Another technique is to detect the suspended state or not of the set of absorbent elements.
  • the detection device DT for implementing this technique is shown in FIGS. 5A to 5D. It is an ultrasonic telemetry device for measuring the distance between one or more transducers 67 disposed above the assembly heads and a reflector whose position relative to the transducer (s) is dependent of the inserted state or not of the set of absorbent elements 2.
  • the device DT comprises a rod 64 slidably mounted in a longitudinal bore 65 formed in the gripping head 13 of the capsule 10.
  • the rod 64 has a length such that its lower end bears against the fastening head of the assembly absorbent member and an upper end protrudes from the upper end of the gripping head.
  • the upper end of the peg 64 comprises a reflector 66.
  • the lower end of the peg is only resting on the attachment head of the absorbent assembly, if the freelancer was to be blocked, it would not therefore prevent the insertion of the rosary, insofar as it is not in solidarity.
  • the weak section of the pin being insufficient to form the reflector, the upper end of the rod then has a shape such that its section is greater than the section of the rod in the bore. For example, it is a taper cone oriented upwards, the base of the cone forming the reflector 66. The cone abuts against the upper portion of the bore when the fall of the rod. However, it is possible to provide a drop distance of several centimeters, which is sufficient for ultrasonic detection.
  • a distance of 13 mm can be chosen.
  • the reflector 66, carried by the pin which passes through the gripping head 13, is disposed closer to the assembly head (shown schematically in Figures 5A to 5D), which increases the solid angle of reflection of the ultrasound and limits the echoes on the structures surrounding the grasping head.
  • Transducers 67 are disposed above the assembly head.
  • the axial displacement of the reflectors during an insertion of the assembly 2 allows its detection and its location.
  • the transducers are attached to the gates of the heart cover plug.
  • a spring 68 mounted in compression between the lower end of the rod and the lower end of the bore.
  • This spring is compressed in normal operation, ie when the absorbent assembly 2 is in the non-inserted position, the fastening head being held by the fingers 20.
  • the spring 68 relaxes, causing the downward movement of the pin 64.
  • This spring 66 advantageously prevents the pin 64 is prevented from falling.
  • the rod 64 having a low mass, galling due to a corrosion phenomenon or the presence of impurities, for example, could prevent it from falling. Thanks to the force applied by the spring 68 during its expansion, such a blockage is overcome, the pin 64 drops and the device DT detects the fall of the string 2.
  • the force applied by the spring is not likely to to be relaxed by the irradiation creep due to the position of the spring remote from the fissile core.
  • the spring 68 thus improves the detection robustness of the telemetry device.
  • the transducers are not arranged vertically above the reflector.
  • Fixed reflectors are disposed on the internal face of the assembly head, in order to direct the ultrasound beam towards the reflector 66.
  • the reflector 66 carried by the rod 64 may have a surface with several facets, to form a triplane mirror for example, to improve the directivity of the beam.
  • this detection device DT When the assembly 2 is suspended, in the case of FIGS. 5A to 5C, the pin 64 is in abutment against the attachment head of the absorbent assembly 2, the spring 68 being compressed, the reflector 66 is at a certain distance of the transducer or transducers, which corresponds to the absorbed whole state not inserted.
  • the rod 64 When the assembly is unhooked (FIG. 5D) because the threshold temperature is reached or in the context of a nuisance tripping, the rod 64 no longer rests on the fastening head, under the action of the trigger of the spring 68 and of the gravity, the pin 64 slides downwards in the bore, driving with it the reflector 66 which takes a second position bearing on the gripping head 13.
  • the transducer 67 measures an elongation of the distance between the transducer 67 and the reflector 66 and thus makes it possible to detect the insertion of the assembly 2.
  • the rod 64 having a small section, it is flexible in bending and a large mechanical clearance is provided with the bore; any risk of mechanical blockage can be avoided, even in case of significant deformation of the gripping head 13 due to the distortion of the axis and / or the crushing of the bore.
  • This detection device makes it possible to guarantee the detection (and the location in the heart) of the fall of the absorbent elements in any situation and without in any way penalizing the reliability of triggering and insertion of this string.
  • This detection device can be used in addition to the TRTC and / or fission chambers in order to diversify the detection means of the antireactivity insertion, or to replace these techniques.
  • the trigger and insertion system SI is reported in the assembly, it is then completely independent of the carrier assembly, and can therefore be advantageously managed independently of the fuel assembly.
  • the tripping and insertion device D1 is particularly suitable for a trigger and removable insertion system. Indeed, thanks to the triggering and insertion device, more particularly thanks to the stop 24 which ensures a locking up to the handling temperature, any risk of unlocking the fingers in handling situation is avoided, thus during the assembly of the capsule in the carrier assembly, and for example in case of shock, the set of absorbent elements can not fall, unless a break of the fingers or the attachment head or cable. This advantage also appears during the integration of the assembly in the core (handling state described above).
  • the fuel volume fraction is little reduced, and in fact the neutron performance of the core as well.
  • the volume of the central space results in a reduction of the fuel volume fraction of about 7% in the carrier fuel assembly and about 0.6% in the core.
  • the design of the carrier assembly makes it possible to apply the fuel cycle of the assemblies of the state of the art with a minimum of modifications and thus optimize costs.
  • the structure of the assembly according to the invention has little impact on the pressure drop of the fuel assembly and therefore on the optimization of the thermal hydraulics of the core.
  • the assembly according to the invention optimally uses the flow rate of the fuel assembly which ensures maximum speed and accuracy of triggering. Indeed, because of the central location of the ferrule in the assembly and its structure, it sees a flow very close to the flow of a standard fuel assembly, its expansion is therefore representative of the coolant temperature and therefore the state of the assembly.
  • the reliability of insertion of antireactivity is optimized.
  • the capsule is mechanically decoupled from the deformations of the needle beam because it is protected by the sleeve which has a significant stiffness and in which it is also inserted with a large radial clearance.
  • the presence of the needle bundle between the sleeve and the hexagonal tube also allows the capsule to be decoupled mechanically from the deformations affecting the pitch of the grating, insofar as the needle bundle has a certain capacity to accommodate the deformations of the hexagonal tube. (presence of play between the needles and the spacers).
  • the assembly 2 comprises absorbent elements of spherical shape 4 threaded onto a flexible cable 6. This set has great flexibility, which facilitates insertion into the capsule.
  • the rosary distribution avoids the blockage by vault effect and / or phenomena of the sintering type which can appear in the case of a massive stack.
  • the spherical shape of the absorbent elements 2 has the advantage of offering a high reliability of insertion of the absorbent elements in the capsule, since the spherical shape is most suitable for being inserted into a deformed structure and / or of reduced dimensions. Furthermore, from a thermal and thermomechanical point of view vis-à-vis the absorbent element itself, the spherical shape offers optimal cooling conditions to minimize the core temperature. For example, by compared to the cylindrical shapes of the state of the art, the temperature gradient between the core and the outer surface is reduced by one third.
  • the volume of absorbent material for the anti-reactivity insertion is optimally used, the spherical shape minimizing the neutron self-protection effect per unit volume.
  • the spherical elements can be solid and be made with a single absorbent material.
  • a metal core with lower neutron absorption capabilities than a ceramic material such as B 4 C
  • the two materials are chosen so that the differential expansion between the two materials is such that the mechanical integrity of the element is ensured.
  • Such elements are made for example from a metal sphere surrounded by two hollow hemispheres of ceramic material.
  • the spherical elements are hollow. This structure is very advantageous from a thermal point of view since it makes it possible to reduce the maximum temperature seen by the absorbent material, especially in the context of an inadvertent insertion. In addition, it makes it possible to reduce the importance of the secondary stresses of thermal origin within the elements, since there is no more differential expansion phenomenon between the core and the periphery. From a neutron point of view, the material at heart is significantly less effective than the peripheral material due to the self-protection effect. Therefore the absence of it in the hollow spheres is not particularly penalizing.
  • the hollow spherical elements can be made by assembling two hollow hemispheres or by making a bore in a solid sphere. In this In the latter case, a metal insert can be provided to reduce the diametrical mechanical clearance with the strand cable on either side of the bore.
  • the cable 6 may be made of braided metal fibers, or dry braids of ceramic fibers.
  • the assembly comprises at one of its ends a gripping head previously described cooperating with the fingers 20.
  • the assembly comprises at its end opposite to that provided with the attachment head at least one metal element, preferably several metal elements instead of the elements of absorbent material, for example 3 in number.
  • these elements form a stop for the absorbent elements.
  • they form a partial neutron protection for the absorbent elements with respect to the fissile core, the neutron flux being capable of degrading the properties of the absorbent elements.
  • the thermal conductivity of the latter decreases under irradiation, which leads to an increase in core temperature of the elements.
  • the elements B 4 C are partially protected.
  • ballasts can form a ballast in the case where the material of the absorbent elements have a low density.
  • the presence of a ballast reduces the time of fall of the assembly, and reduces the risk of blockage.
  • these metal elements can absorb shocks at the bottom of the capsule, which is particularly interesting in the case of B 4 C which has a low impact resistance.
  • it may be provided to introduce between the absorbent elements mechanical damping means. It may be for example Belleville washers. These means are not necessarily arranged between each pair of elements.
  • the length of the cable is greater than the height of the stack of spheres which determines the flexibility of the string, the mechanical clearance is sized according to the deformations of the components under irradiation, such as expansion, swelling under flow, creep.
  • a radial clearance is provided between the cable and the bores passing through the spheres.
  • the absorbent elements may comprise a jacket forming a metal cladding in which the absorbent material is disposed.
  • the absorbent elements may be made of any neutron absorbing material.
  • it may be boron carbide (B 4 C) more or less enriched in 10 B.
  • hafnium-based materials may be hafnium-based materials. These materials have a high density, which reduces the time of fall, do not emit gas under irradiation, and therefore do not cause swelling, and do not see their ability to antireactivity under irradiation significantly reduce. The neutron efficiency and the level of detectability are therefore stable. It may be metallic hafnium, which has a much lower neutron efficiency per unit volume than B 4 C, but has the advantage of having a much higher thermal conductivity than that of B 4 C and stable under irradiation. It may be hafnium hydride whose thermal conductivity in non-irradiated condition is important and, as for the metal hafnium, it is stable under irradiation.
  • refractory boride absorbent materials for example HfB 2 and TiB 2 , which have melting temperatures of the order of 3300 ° C. It is also possible to use europium hexaboride EuB6. We can also consider using Eu 2 0 3 . It does not generate gaseous products under irradiation. It also has a significant absorbency.
  • absorbent elements made of different absorbent materials depending on their position along the string.
  • hafnium-based elements at the bottom of the rosary and B 4 C-based elements can be arranged at the top of the rosary. This distribution makes it possible to provide most of the necessary anti-reactivity with the elements of B 4 C, whereas the hafnium elements at the bottom of the string constitute a non-inserted condition.
  • neutron protection for the B 4 C elements located in the upper part of the string while providing a significant complement of antireactivity at the beginning of the insertion and contribute to the total intake of antireactivity at the end of insertion.
  • the hafnium elements do not present a risk of fusion in the insertion condition, since their thermal conductivity under irradiation in the suspended position does not decrease.
  • Hafnium could serve as a mitigating agent in cases of generalized heart fusion.
  • the materials of the absorbent elements may for example be the following: Hafnium, Dy 1: L B 6 , Gd B 6 , Sm B 6 and Er B 4 , natural HfB 2 and natural TiB 2 .
  • the coolant may be formed by any suitable liquid metal, for example sodium.
  • suitable liquid metals that can be envisaged in a fast reactor are lead and lead-bismuth.
  • it is sodium which allows good heat transfer.
  • the medium liquid metal avoids the potential problems of setting pressure of speakers (needle, capsule or other) by the helium coming from the 10 B.
  • the viscosity The high metal medium also allows a sharp progressive deceleration at the end of the drop stroke which greatly limits the risk of fragmentation of the absorbent ceramic.
  • the set of absorbent elements of spherical shape it may have a height of 800 mm.
  • the size and mass of the absorbent elements these depends on the material in which they are made:
  • the integration of the triggering and insertion system within an assembly on the basis of the spherical absorbent elements 35 mm in diameter corresponds to the removal of two crowns of combustible needles, which corresponds in terms of impact on the volume fraction of fuel at 7% in the carrier fuel assembly and 0.6% in the core.
  • the trigger temperature considered 660 ° C and a ferrule height of about 800 mm with the dimensions of selected components.
  • the differential axial displacement of the ferrule with respect to the capsule can be calculated:
  • the finger has a linear displacement of 5.4 mm and an angular displacement of 7.2 °.
  • the fastening head of the assembly 2 then has an axial displacement between the operating temperature and the tripping temperature of 3.5 mm.
  • the carrier assembly according to the present invention and the set of absorbent elements in the form of a string of spherical elements are particularly suitable for use in fast neutron reactors cooled with sodium. They can also be applied to other types of nuclear reactors, such as fast reactors cooled with other liquid metals such as lead or lead-bismuth, fast gas-cooled reactors, pressurized or water reactors. boiling.

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Abstract

Assemblage porteur pour réacteur nucléaire comportant un boîtier (40), une zone fissile située en partie basse du boîtier (40), un volume libre situé en partie haute du boîtier (40), un espace libre (52) dans la zone fissile s'étendant sur la hauteur de la zone fissile à partir de son extrémité située du côté de la partie haute le long de l'axe longitudinal, un fourreau (54) bordant l'espace libre (52), et un système de déclenchement et d'insertion (SI), ledit système de déclenchement et d'insertion comportant une capsule (10) d'axe longitudinal, un ensemble absorbant (2) et/ou mitigateur suspendu dans la capsule et un dispositif de déclenchement et d'insertion (DI) apte à libérer ledit ensemble absorbant en cas d'état accidentel de l'assemblage, ladite capsule (10) étant insérée dans le fourreau (54) ledit système de déclenchement et d'insertion étant monté de manière amovible dans l'assemblage porteur.

Description

ASSEMBLAGE POUR REACTEUR NUCLEAIRE COMPORTANT DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET UN SYSTEME DE DECLENCHEMENT ET D'INSERTION D'AU MOINS UN ELEMENT ABSORBANT NEUTRONIQUE ET/OU MITIGATEUR
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTÉRIEUR
La présente invention se rapporte à un assemblage mixte pour réacteur nucléaire, comportant du combustible nucléaire et au moins un élément à insérer qui peut être seulement un matériau absorbant neutronique et/ou un mitigateur en cas de fusion généralisée du cœur. Par mitigateur, on entend un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles de combustible nucléaire de l'assemblage et qui évite la formation de bouchons qui gênerait l'évacuation du cœur fondu ou corium.
L'assemblage est particulier destiné aux réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidi au sodium, désignés par la suite RNR-Na.
Afin de réguler l'activité du cœur d'un réacteur nucléaire ou de limiter un dysfonctionnement du réacteur, il est prévu d'insérer dans celui-ci des éléments composés de matériaux absorbants neutroniques. En fonctionnement normal, ces éléments peuvent être sous forme de barres d'assemblage suspendues au-dessus du cœur. Lorsqu'une nécessité de diminution de la réactivité du réacteur est détectée, les éléments absorbants sont insérés dans la zone fissile.
Par exemple, un dysfonctionnement du réacteur peut consister en un problème dans le circuit de refroidissement du réacteur, par exemple dans le circuit primaire, un bouchon pouvant s'être formé et empêchant la circulation du sodium liquide dans le cas d'un réacteur refroidi au sodium. Il peut s'agir d'une perte de source froide, i.e. les calories extraites par le circuit primaire ne sont plus évacuées correctement.
En l'absence d'insertion d'antiréactivité, ces dysfonctionnements conduiraient alors entre autres à une augmentation de la température du cœur du réacteur, qui pourrait amener une fusion d'un ou plusieurs assemblages, voire une fusion généralisée du cœur qui pourrait conduire à une perte d'intégrité du réacteur.
Par l'insertion d'éléments absorbants dans le cœur, on vise à étouffer la réaction neutronique et à stabiliser le cœur du réacteur à une température adaptée aux critères acceptés pour les dysfonctionnements considérés.
Par ailleurs, afin d'assurer une sécurité maximale dans le contrôle du réacteur, plusieurs systèmes d'arrêts redondants, diversifiés et indépendants sont prévus, afin de pallier des défauts de mode commun.
Les systèmes d'arrêt mis en œuvre jusqu'à aujourd'hui dans les RNR-Na (on peut les qualifier de conventionnels) sont basés sur des dispositifs actifs, au sens où l'insertion des éléments absorbants est déclenchée par une commande extérieure électrique ou par la perte du signal électrique. Les systèmes d'arrêt mis en œuvre jusqu'à aujourd'hui ont une interface mécanique avec le bouchon couvercle cœur.
Pour la prochaine génération de RNR-Na, il est envisagé d'ajouter un nouveau système d'arrêt, en cas de défaillance des systèmes d'arrêt conventionnels ; les dispositifs de ce système d'arrêt « de secours » ne doivent donc pas se déclencher avant les systèmes d'arrêt conventionnels. Dans une logique de diversification des matériels, et pour s'affranchir d'une défaillance des chaînes électriques d'instrumentation, de commande et de logique, il est envisagé de mettre en œuvre des dispositifs passifs, au sens où l'insertion des éléments absorbants est déclenchée directement sur un phénomène physique, et non via une commande électrique. On peut par exemple imaginer un moyen de déclenchement sensible à une variation de débit ou à une augmentation de la température. Ces dispositifs passifs ont fait l'objet de nombreuses études mais, comme précisé précédemment, n'ont jamais été mis en œuvre en réacteur.
Le document FR 2230984 décrit un assemblage combustible comportant un boîtier contenant des aiguilles de combustible nucléaire et un dispositif d'arrêt d'urgence. Le dispositif d'arrêt occupe la place d'aiguilles de combustible. Ce dispositif comporte une enveloppe étanche, qui est solidaire du boîtier de l'assemblage. Le dispositif d'arrêt contient de l'argon et du carbure de bore, sous la forme d'éléments allongés suspendus le long d'un fil. Le fil est suspendu à l'enveloppe étanche par un fusible sensible à la température. Lorsque la température dépasse un seuil, le fusible fond, libérant le carbure de bore qui tombe dans le fond de la capsule à la hauteur du cœur. L'enveloppe étant fixée à l'assemblage, elle n'en est donc pas mécaniquement découplée et peut donc être potentiellement déformée par des sollicitations mécaniques intervenant au niveau du pas du réseau, de type arcure et/ou écrasement de l'entreplat de l'assemblage. L'insertion du carbure de bore dans le cœur de l'assemblage pourrait alors être gênée.
La fiabilité d'insertion de cet ensemble tel que proposé peut donc être améliorée.
En outre, il n'est pas possible de vérifier le bon fonctionnement du dispositif d'arrêt d'urgence, et ceci pour deux raisons : premièrement parce qu'il n'est pas possible de réarmer un système fusible, ce type de système ne pouvant fonctionner qu'une seule fois, et deuxièmement parce que le dispositif d'arrêt d'urgence est fixé à l'assemblage et qu'il n'est pas envisageable d'imposer un test de déclenchement thermique à l'assemblage combustible porteur.
De plus, l'enveloppe étant solidaire de l'assemblage combustible porteur, il n'est pas possible de découpler la durée de vie du dispositif absorbant et celle de l'assemblage combustible porteur. En outre, la manipulation du matériau absorbant dans les chaînes de fabrication des assemblages combustibles et lors des opérations de démantèlement est problématique.
Le document FR 2251079 décrit un dispositif de sûreté pour réacteur nucléaire présentant des éléments absorbants sous forme de maillons cylindriques. Cependant la forme cylindrique des maillons n'est pas optimale ni pour la fiabilité d'insertion, ni d'un point de vue de la thermique, ni pour l'efficacité neutronique.
Le document FR 2683667 décrit un dispositif de combustible nucléaire à dispositif de sécurité passif intégré. Le dispositif de sécurité passif comporte des éléments absorbants sous forme de billes noyées dans une matrice fusible. D'une part, l'empilement de billes présente un risque de blocage mécanique par effet de voûte, ce qui est défavorable à la fiabilité de déclenchement et d'insertion. D'autre part, la distribution des billes au sein du faisceau fissile n'est pas maîtrisée, en particulier en fin d'irradiation lorsque le faisceau est susceptible de présenter des déformations significative à cause du fluage d'irradiation et du gonflement sous irradiation. Il existe également un risque de bouchage partiel ou total par les billes du faisceau d'aiguilles ainsi que des grilles placées en amont et en aval du faisceau, ce qui va à rencontre de la règle de conception première d'un dispositif de sûreté additionnel destiné à couvrir des accidents très improbables : ne pas dégrader le niveau de prévention offert par la conception standard. Or le risque de Bouchage Total Instantané (BTI) d'un assemblage combustible, s'il constitue un des scénarios considéré dans les RNR-Na comme initiateur de la fusion du combustible, est relégué dans le domaine du risque résiduel avec une conception standard de cœur.
Le document US 5,051,229 décrit un dispositif thermosensible de déclenchement permettant d'insérer un absorbant neutronique dans un réacteur, le dispositif est disposé dans un assemblage de combustible. La réactivité et la précision de ce système par rapport aux excursions de températures sont très limitées. En outre, ce dispositif a un impact important sur les performances neutroniques du cœur en fonctionnement nominal. En effet, pour qu'un système d'arrêt ait un minimum d'impact sur les performances neutroniques du cœur en fonctionnement nominal, il faut maximiser la fraction volumique d'éléments à fonction neutronique (absorbant et combustible) par assemblage pour minimiser la perte de fraction volumique de combustible dans le cœur. Pour les assemblages dédiés aux systèmes de commande, ceci se traduit typiquement par la maximisation du volume d'absorbant embarqué par assemblage pour minimiser le nombre d'emplacements dans le cœur. Pour un concept d'assemblage mixte pour lequel on chercherait à optimiser la réactivité de déclenchement, ceci devrait se traduire par une minimisation de la réduction de la fraction volumique de combustible par rapport à un assemblage de puissance. Or le système du document US 5,051,229 ne permet ni l'un, ni l'autre puisqu'il offre une fraction volumique maximale de combustible (combinaison cinq capsules de combustible contre une capsule d'absorbant) nettement plus faible que celle d'un assemblage combustible standard et une fraction volumique maximale d'absorbant (combinaison cinq capsules d'absorbant contre une capsule de combustible) nettement plus faible que celle des barres de commande.
EXPOSÉ DE L'INVENTION
C'est par conséquent un but de la présente invention d'offrir un assemblage nucléaire comportant un système d'arrêt d'urgence à déclenchement passif, embarqué, i.e. sans lien mécanique avec le bouchon couvercle cœur, présentant une grande précision et une grande fiabilité de déclenchement, ainsi qu'une grande fiabilité d'insertion, et dont le bon fonctionnement peut être testé autant de fois que nécessaire.
Le but précédemment énoncé est atteint par un assemblage nucléaire comportant un boîtier dans lequel sont disposées des aiguilles de combustible nucléaire et un système d'arrêt d'urgence disposé dans le boîtier à la place d'une partie des aiguilles de combustible nucléaire, le système d'arrêt d'urgence comportant une capsule s'étendant le long de l'axe du boîtier, ladite capsule étant insérée de manière amovible dans un fourreau délimitant un logement au sein des aiguilles de combustible et dans laquelle est suspendu un ensemble à insérer qui peut être absorbant neutronique et/ou mitigateur
L'assemblage comporte un système d'arrêt d'urgence découplé mécaniquement de l'assemblage, le système peut alors être mis en place et retiré du boîtier de l'assemblage pour vérifier son état de fonctionnement et éventuellement peut être réparé, réarmé ou pour remplacer l'ensemble à insérer en cas de diminution trop importante d'antiréactivité.
Le dispositif voyant la quasi-totalité du débit de caloporteur circulant dans le boîtier, qui est quasiment égal au débit d'un assemblage combustible standard, la précision et la fiabilité de déclenchement de l'insertion sont optimisées. Le déclenchement de l'insertion est plus rapide et plus précis par rapport à un assemblage dédié exclusivement à l'absorbant, puisque la puissance et le débit d'alimentation en caloporteur des assemblages exclusivement combustibles ou mixtes sont nettement plus élevés que ceux des assemblages exclusivement absorbants. La libération de l'ensemble à insérer peut être provoquée par toute caractéristique physique représentative d'un état accidentel de l'assemblage.
Le débit ou le flux neutronique peuvent être utilisés comme phénomènes physiques déclencheurs, en fonction du type de situation accidentelle rencontrée, respectivement une perte de débit du circuit primaire et un transitoire de réactivité.
De manière préférée, la température est utilisée comme phénomène physique déclencheur. Le dispositif de déclenchement du système d'arrêt peut être de type magnétique, lorsque la température de Curie est atteinte, l'ensemble à insérer est libéré. De préférence, il peut être actionné par un phénomène de dilatation différentielle, l'élévation de la température du caloporteur provoquant la libération de l'ensemble à insérer, le dispositif de libération étant directement dans le débit de caloporteur.
De manière également avantageuse, le dispositif d'arrêt d'urgence comporte des moyens qui empêchent la chute intempestive de l'ensemble à insérer en évitant sa libération si la température du caloporteur ne dépasse pas le seuil donné.
De manière très avantageuse, l'ensemble à insérer est formé de plusieurs éléments de forme sensiblement sphérique montés sur un câble et formant un chapelet, réduisant les risques de non insertion des éléments.
La présente invention a alors pour objet un assemblage porteur pour réacteur nucléaire comportant un boîtier d'axe longitudinal destiné à être orienté sensiblement selon un axe vertical, une zone fissile située en partie basse du boîtier, un volume libre située en partie haute du boîtier, un espace libre dans la zone fissile s'étendant sur une partie au moins de la zone fissile le long de l'axe longitudinal, à partir de l'extrémité de la zone fissile située du côté de la partie haute le long de l'axe longitudinal, un fourreau bordant l'espace libre, et un système de déclenchement et d'insertion, ledit système de déclenchement et d'insertion comportant une capsule d'axe longitudinal, un ensemble à insérer suspendu dans la capsule et un dispositif de déclenchement et d'insertion apte à libérer ledit ensemble à insérer en cas d'état accidentel de l'assemblage, ladite capsule étant insérée partiellement dans le fourreau, ledit système de déclenchement et d'insertion étant monté de manière amovible dans l'assemblage porteur, et ladite capsule comportant une tête de préhension par laquelle le système de déclenchement et d'insertion est suspendu au-dessus du fourreau.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion est avantageusement disposé dans une partie supérieure de la zone haute du boîtier.
De préférence, l'espace libre est situé dans une partie centrale de la zone fissile de sorte que l'axe longitudinal du système de déclenchement et d'insertion soit coaxial avec l'axe de l'assemblage.
L'ensemble à insérer peut être du type absorbant neutronique et/ou mitigateur.
La dimension longitudinale de l'ensemble à insérer est par exemple choisie au plus égale à la moitié de la dimension longitudinale totale de la capsule.
De préférence, la capsule comporte des moyens pour amortir la chute de l'ensemble à insérer en fin de course.
Selon une caractéristique additionnelle, la capsule peut comporter des orifices d'alimentation en caloporteur à l'extrémité de sa portion disposée dans le fourreau.
L'assemblage porteur peut comporter des moyens de guidage de la mise en place du système de déclenchement et d'insertion dans la zone fissile de l'assemblage, disposés à l'extrémité du fourreau située du côté du volume libre de l'assemblage porteur.
Le boîtier présente de préférence une section transversale hexagonale et le fourreau présente une section transversale extérieure hexagonale et une section transversale intérieure hexagonale ou circulaire et la capsule présente une section transversale extérieure circulaire.
De manière avantageuse, l'ensemble à insérer comporte une pluralité d'éléments montés articulés les uns aux autres, un des éléments d'extrémité formant une tête d'accrochage coopérant avec des moyens de maintien du dispositif de déclenchement et d'insertion. Les éléments sont avantageusement enfilés sur un câble. Par exemple, le câble est en fibres de métal tressées ou en fibres céramiques tressées. De manière particulièrement avantageuse, chaque élément a une forme sphérique.
L'assemblage porteur peut comporter des moyens amortisseurs entre au moins une paire d'éléments.
Par exemple, les éléments sont formés de plusieurs matériaux absorbants. Les éléments absorbants peuvent comporter au moins des éléments dans un premier élément absorbant et des deuxièmes éléments dans un deuxième élément absorbant.
Selon une caractéristique avantageuse, Les éléments sont creux ou comportent un noyau central et une enveloppe périphérique composés de deux matériaux différents.
Le système de déclenchement et d'insertion est avantageusement sensible à une variation de température. De manière encore plus avantageuse, le système de déclenchement et d'insertion est du type à dilatation différentielle.
Par exemple, le système de déclenchement et d'insertion comportent des moyens de verrouillage empêchant l'insertion de l'ensemble à insérer pour une température inférieure à la température de fonctionnement du réacteur.
L'assemblage porteur comporte de préférence des moyens de détection de l'insertion de l'ensemble à insérer par télémétrie à ultrasons. Par exemple, le dispositif de déclenchement et d'insertion comporte une partie fixe longitudinalement formée par la capsule et une partie mobile longitudinalement, la capsule comportant des moyens de maintien de l'ensemble à insérer en position suspendue au-dessus de la zone fissile, ledit l'ensemble à insérer étant libérable sous l'action de la partie mobile, la partie mobile comportant les moyens de verrouillage et des moyens de maintien en position suspendue de l'ensemble à insérer et des moyens pour libérer l'ensemble à insérer des moyens de maintien, lesdits moyens de verrouillage étant formés par au moins une première surface, dite surface de butée, et les moyens pour libérer l'ensemble à insérer étant formés par au moins une deuxième surface, dite surface de libération, et des moyens de déplacement le long de l'axe longitudinal desdites surfaces de butée et de libération, lesdits moyens de déplacement étant formés par une virole apte à se dilater longitudinalement de manière différentielle par rapport à la capsule sous l'effet de l'élévation de la température du caloporteur, ladite surface de butée et ladite surface de libération étant disposée de sorte que, lors de l'augmentation de la température du caloporteur, la surface de butée s'éloigne axialement des moyens de maintien et la surface de libération se rapproche axialement des moyens de maintien, la surface de butée étant écartée des moyens de maintien lorsque le caloporteur est à la température normale de fonctionnement du réacteur, de telle sorte que les moyens de maintien soient déverrouillés, et la surface de libération exerçant un effort de poussée sur les moyens de maintien de telle sorte que l'ensemble à insérer soit libéré lorsque la température du caloporteur est supérieure à une température seuil.
Les moyens de détection peuvent comporter au moins un transducteur à ultrasons disposé au-dessus de la tête de la capsule, un réflecteur monté sur la tête de la capsule en face du transducteur, la position longitudinale du réflecteur étant commandée par le maintien ou non de l'ensemble à insérer par les moyens de maintien, ledit réflecteur étant relié à ensemble à insérer par un élément allongé monté coulissant dans un alésage longitudinal traversant la tête de capsule et maintenant le réflecteur dans un état de non insertion par appui sur l'ensemble à insérer.
L'assemblage porteur peut comporter un moyen élastique comprimé en présence de l'ensemble à insérer et se détendant en l'absence de l'élément à insérer et exerçant un effort de traction sur l'élément allongé de sorte à déplacer le réflecteur.
Un jeu radial est de préférence prévu entre la virole et la capsule de sorte à délimiter un canal de circulation du caloporteur entre la virole et la capsule, la virole comportant des orifices pour la circulation du caloporteur dans ledit canal.
Par exemple, les moyens de maintien comportent au moins deux doigts, de préférence trois, répartis autour de l'axe longitudinal et montés articulés en rotation sur la capsule de sorte à pouvoir prendre une position proche de l'axe longitudinal pour maintenir l'ensemble à insérer entre les doigts, et une position écartée de l'axe longitudinal dans laquelle l'ensemble à insérer est libéré.
La surface de butée est par exemple une surface disposée radialement à l'extérieur des doigts empêchant en position de verrouillage les doigts de s'écarter de l'axe longitudinal, et la surface de libération est par exemple une surface perpendiculaire à l'axe de longitudinal, et les doigts comportent une surface de came avec laquelle coopère la surface de libération pour faire pivoter les doigts en éloignement de l'axe longitudinal.
Par exemple, la virole est en acier austénitique et la capsule est en alliage à base de tungstène ou la virole est en acier Z10 CNDT 15.15 B écroui et la capsule est W-5Re.
L'assemblage porteur est avantageusement pour réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide, de préférence le sodium dans lequel le ou les matériaux de l'absorbant neutronique est/sont choisi(s) parmi le B4C, plus ou moins enrichi en 10B, l'hafnium métallique, des matériaux de type borure réfractaire, par exemple le HfB2 et du TiB2, l'hexaborure. Dans le cas d'un réacteur nucléaire à neutrons thermiques refroidis par de l'eau, dans lequel le ou les matériaux de l'absorbant neutronique est/sont choisi(s) parmi l'Hafnium, le DyllB6, le GdllB6, le SmllB6 et l'ErllB4, l'Hf B2 naturel et le TiB2 naturel.
La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant des assemblages de combustibles nucléaire et un assemblage porteur selon l'invention.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS : La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre et des dessins en annexe, sur lesquels :
- la figure 1 est une vue d'ensemble d'un exemple de réalisation d'un assemblage porteur selon la présente invention, comportant un système de déclenchement et d'insertion, l'ensemble d'éléments absorbants étant suspendu,
- la figure 2 est une vue de l'assemblage de la figure 1, l'ensemble d'éléments absorbants étant inséré,
- la figure 3 est une vue en coupe de l'assemblage de la figure 2 au niveau de la zone fissile et à travers un élément absorbant, - la figure 4 est une vue de face d'un exemple de réalisation particulièrement avantageux d'un système de déclenchement et d'insertion pouvant être mis en œuvre dans l'assemblage porteur selon la présente invention, par exemple à une température de manutention,
- la figure 5A est une vue en coupe longitudinale de la figure 4 au niveau du dispositif de déclenchement et d'insertion à la température de manutention,
- la figure 5B est une vue en coupe longitudinale de la figure 4 au niveau du dispositif de déclenchement et d'insertion à la température de fonctionnement,
- la figure 5C est une vue en coupe longitudinale de la figure 4 au niveau du dispositif de déclenchement et d'insertion à la température de déclenchement juste avant l'insertion de l'absorbant dans le cœur,
- la figure 5D est une vue en coupe longitudina le de la figure 4 au niveau du dispositif de déclenchement et d'insertion à la température de déclenchement lors de l'insertion de l'absorbant dans le cœur,
- la figure 6 est une vue de dessus du système de la figure 4,
- la figure 7 est une vue en coupe transversale du système de la figure 4 le long du plan A-A représenté sur la figure 5C.
Dans la description qui va suivre, on qualifiera par " supérieure " et " inférieure " les parties des éléments situées en haut et en bas dans la représentation des dessins, ce qui correspond à la disposition des éléments dans un réacteur. Les termes " amont " et en " aval " sont à considérer par rapport à la circulation du caloporteur dans un assemblage, i.e. de la partie inférieure vers la partie supérieure.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Dans la présente description, on désignera par " assemblage porteur " l'assemblage selon la présente invention comportant à la fois du combustible nucléaire et des éléments absorbants, et on désignera par " assemblage standard " un assemblage ne comportant que du combustible nucléaire. En outre, on désigne par " fonctionnement normal ", le fonctionnement du réacteur dans des conditions normales de température, et " situation accidentelle " un état du réacteur qui nécessite l'insertion d'absorbants afin de ralentir, voire arrêter la réaction. Cette situation se traduit par exemple par une hausse de la température du réacteur, qui génère une hausse de la température du caloporteur au-delà d'un seuil de température donné.
De plus dans la description qui va suivre, l'ensemble à insérer est décrit comme étant un ensemble d'éléments en matériau absorbant neutronique, cependant l'invention s'applique également à l'insertion d'un ensemble d'éléments absorbants et/ ou mitigateurs.
De manière générale, un réacteur nucléaire comporte une enceinte dans laquelle est disposée une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire, agencés les uns à côté des autres. Les assemblages forment le cœur du réacteur. Un caloporteur circule dans les assemblages et entre les assemblages pour extraire la chaleur générée par le combustible nucléaire, formant le circuit primaire. Les assemblages contiennent le combustible nucléaire, par exemple réparti dans des aiguilles. La partie des assemblages comportant le combustible nucléaire est appelée zone fissile.
L'assemblage porteur A selon la présente invention, représenté sur les figures 1 et 2, comporte un boîtier 40 d'axe longitudinal XI de forme cylindrique à section hexagonale. Généralement, pour un RNR-Na, les assemblages présentent une section transversale extérieure hexagonale. Pour d'autres types de réacteurs les assemblages peuvent présenter d'autres types de sections transversales extérieures, comme des sections circulaires ou rectangulaires.
L'assemblage porteur selon l'invention remplace un assemblage standard de combustible nucléaire. Un réacteur peut comporter plusieurs assemblages porteurs selon l'invention.
Le boîtier 40 comporte une partie centrale 42, dite zone fissile, recevant les aiguilles de combustible nucléaire 41. Le boîtier 40 comporte une partie inférieure appelée pied d'assemblage 44 assurant le maintien de l'assemblage dans le réacteur, le pied d'assemblage 44 étant destiné à être monté dans un support appelé sommier. Le boîtier 40 comporte également une partie supérieure 48 ouverte.
Le pied d'assemblage comporte également des orifices d'alimentation 46 en caloporteur permettant au caloporteur de traverser l'assemblage.
L'assemblage porteur A est traversé de bas en haut par le caloporteur symbolisé par la flèche F, qui est mis en circulation au moyen de pompes, le caloporteur extrayant la chaleur produite par les aiguilles. Le caloporteur circule également à l'extérieur de l'assemblage porteur, entre les assemblages standards et les assemblages porteurs, dans des zones dites inter-assemblages.
L'assemblage porteur comporte également un logement 52 d'axe longitudinal s'étendant sur toute la hauteur des aiguilles de combustible 41. Ce logement 52 est délimité par un fourreau 54, dont la section extérieure est homothétique de celle du boîtier. Le fourreau 54 assure l'intégration d'un système de déclenchement et d'insertion SI, qui sera décrit par la suite, dans le faisceau d'aiguilles et la cohérence de l'architecture du faisceau d'aiguilles. Ainsi, dans le cas d'un RNR-Na le fourreau 54 présente une section extérieure hexagonale comme le boîtier. Dans l'exemple représenté sur la figure 4, la section intérieure du fourreau 54 est circulaire. Alternativement la section intérieure du fourreau 54 pourrait être hexagonale.
Dans l'exemple représenté et de manière avantageuse comme nous le verrons par la suite, l'axe du logement 52 est aligné avec celui de l'assemblage. Par exemple, le fourreau 54 remplace deux couronnes d'aiguilles.
Le fourreau 54 comporte dans son extrémité inférieure un ou plusieurs orifices d'alimentation en caloporteur.
L'assemblage porteur selon la présente invention comporte également un système de déclenchement et d'insertion SI d'un absorbant neutronique en cas de fonctionnement accidentel, ce système SI formant un dispositif d'arrêt d'urgence. Le système de déclenchement et d'insertion comporte un dispositif de déclenchement et d'insertion Dl et un ensemble absorbant 2, ledit ensemble d'absorbant étant maintenu suspendu par le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl en fonctionnement normal et étant libéré en fonctionnement accidentel. Le système de déclenchement et d'insertion SI est monté de manière amovible dans le fourreau 54. Aucun moyen de solidarisation n'est prévu entre le système de déclenchement et d'insertion SI et l'assemblage.
Comme on peut le voir sur la figure 4, le système de déclenchement et d'insertion SI comporte une capsule 10 formée par un corps tubulaire d'axe longitudinal X à section circulaire dans l'exemple représenté. Comme mentionné ci-dessus dans l'exemple représenté, la section intérieure du fourreau 54 est circulaire comme celle de la capsule 10.
La capsule 10 comporte une zone supérieure ZI, dans laquelle se situe l'ensemble absorbant 2 suspendu par le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl, qui se trouve au-dessus des aiguilles de combustible, lorsque le système est monté dans un assemblage comme on peut le voir sur la figure 1. La capsule 10 comporte également une zone inférieure Zll montée dans le fourreau 54, qui se situe donc dans la zone fissile au sein des aiguilles de combustible. La zone inférieure Zll reçoit l'ensemble 2 lorsque celui-ci a été libéré (figure 2). Le diamètre de la zone inférieure Zll de la capsule 10 est légèrement inférieur au diamètre intérieur du fourreau 54 pour permettre son insertion.
Le fourreau 54, outre le fait qu'il délimite un logement pour la capsule 10, améliore le découplage mécanique entre le système de déclenchement et d'insertion SI et l'assemblage, dans la mesure où il protège grâce à sa structure rigide le système de déclenchement et d'insertion SI du gonflement des aiguilles sous irradiation. Il contribue ainsi de manière générale au découplage mécanique avec le pas du réseau.
La capsule 10 comporte également une tête de préhension 13 destinée à permettre la manipulation de la capsule 10 et plus généralement du système de déclenchement et d'insertion SI. Sur la figure 4, la tête de préhension 13 comporte des moyens pour assurer la préhension du système par un dispositif de manipulation extérieur (non représenté). La capsule 10 est maintenue dans l'assemblage porteur au niveau de sa tête.
Le caloporteur, par exemple du sodium liquide, circule dans l'assemblage le long de l'axe longitudinal X du bas vers le haut. La capsule 10, dans sa partie inférieure, comporte des orifices d'alimentation permettant d'assurer le remplissage de la capsule 10 avec le caloporteur, les orifices d'alimentation inférieurs sont pourvus d'évents poreux qui présentent de très fortes pertes de charge. On permet ainsi le remplissage sans générer de débit significatif, et ceci quelle que soit la dimension des orifices de sortie supérieurs. De préférence, l'ensemble 2 présentant une masse faible et le sodium présentant une viscosité significative, le débit de caloporteur dans la capsule est le plus faible possible afin de ne pas ralentir la chute du matériau et ainsi ne pas pénaliser le temps de chute.
Dans l'exemple représenté et de manière avantageuse, une pièce annulaire 61 est prévue en haut du fourreau 54 assurant le centrage du système de déclenchement et d'insertion lors de sa mise en place ; celle-ci présente également une fonction secondaire thermohydraulique de mélange du débit sortant du fourreau avec le débit sortant du faisceau d'aiguilles, i.e. elle assure un mélange important pour l'homogénéité thermique du caloporteur baignant la virole de dilatation. Quant à la capsule 10, celle-ci est suspendue au niveau de sa tête et ne repose pas au niveau de son extrémité inférieure ou de la virole. Sur la figure 3, on peut voir une coupe transversale de l'assemblage de la figure 1, au niveau de la zone fissile et à travers un ensemble absorbant 2. On peut voir la disposition relative des aiguilles 41, du fourreau 54, de la capsule 10 et d'un élément absorbant 4 de l'ensemble absorbant 2.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl assure l'insertion de l'absorbant neutronique en cas de fonctionnement accidentel. En fonction des types de situations, ce fonctionnement accidentel peut être détecté par exemple par une variation du débit du caloporteur ou une variation du flux neutronique. De manière avantageuse, il peut être détecté par une augmentation de la température du caloporteur au-delà d'un seuil donné au sein de l'assemblage, ce qui permet de détecter les principales situations accidentelles, la perte de débit du circuit primaire, la perte de la source froide formée par le circuit secondaire et un transitoire de réactivité. En effet, ces trois situations accidentelles sont susceptibles de conduire à une augmentation de la température du caloporteur, alors que, par exemple l'utilisation de la variation de débit ne permet que de détecter une seule situation accidentelle. Sur la figure 2 et en détail sur les figures 4, 5A à 5D et 6, on peut voir un exemple de réalisation particulièrement avantageux d'un dispositif de déclenchement et d'insertion à dilatation différentielle pour l'assemblage porteur selon la présente invention.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl est destiné à maintenir, en fonctionnement normal l'ensemble absorbant 2 au-dessus de la zone fissile, et en situation accidentelle à libérer l'ensemble absorbant 2.
Dans l'exemple représenté et de manière très avantageuse, l'ensemble absorbant 2 comporte une pluralité d'éléments 4 de forme sphérique ou sensiblement sphérique en matériaux absorbant neutronique enfilés sur un câble 6 (représenté en pointillé) de sorte à former un chapelet. Cet ensemble d'éléments absorbants sera décrit en détail dans la suite de la description.
L'élément d'extrémité supérieure 2.1 se distingue des autres éléments en ce qu'il est destiné à coopérer avec le dispositif de déclenchement et d'insertion. L'élément d'extrémité 2.1 formant tête d'accrochage a une forme tronconique formée d'une grande base orientée vers les éléments de forme sphérique et d'une surface latérale.
La forme des éléments 4 n'est en aucun cas limitative, la mise en œuvre d'éléments de forme allongée, comme des cylindres de révolution pourrait convenir. Cependant cette forme est moins optimale pour la fiabilité d'insertion des éléments, que la forme sphérique.
La structure articulée sous forme de chapelet n'est également en aucun cas limitative, et une structure formée par exemple par une ou plusieurs barres composées de matériau absorbant, type barre de commande, pourrait convenir. Cependant cette structure est moins optimale pour la fiabilité d'insertion de l'ensemble absorbant que le chapelet d'éléments articulés.
Le caloporteur, par exemple du sodium liquide, circule dans l'assemblage le long de l'axe longitudinal X du bas vers le haut.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl est disposé autour de la zone supérieure ZI de la capsule. Le dispositif Dl comporte des moyens de maintien 11 de l'ensemble 2, des moyens de verrouillage des moyens de maintien 11 et des moyens d'activation passifs qui assurent la libération de l'ensemble 2 en situation anormale.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl présente une forme de révolution d'axe longitudinal X.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl comporte en partie inférieure une virole 19 fixée par son extrémité amont sur la capsule 10, en considérant le sens de circulation du caloporteur de bas en haut, et en partie supérieure une tête de commande 18 dans le prolongement de la virole 19 et solidaire axialement de celle-ci.
La tête de commande 18 est montée apte à coulisser autour de la capsule 10. Un jeu radial est prévu entre le diamètre extérieur de la capsule et le diamètre intérieur de la tête de commande 18.
Les moyens de maintien 11 comportent également des doigts 20 montés articulés sur une partie supérieure du corps de la capsule 10.
La tête de commande 18 et les doigts 20 sont avantageusement situés dans la partie supérieure de la capsule 10 dans une zone éloignée du cœur fissile où le flux neutronique est minimal.
De préférence, les doigts 20 sont au nombre de trois doigts 20 répartis sensiblement à 120° l'un de l'autre assurant un support uniforme pour l'ensemble. On pourrait cependant prévoir uniquement deux doigts, ou prévoir trois doigts ou plus. Les doigts 20, en position de maintien, sont inclinés vers l'axe longitudinal X.
Chaque doigt 20 comporte une première extrémité longitudinale 20.1 articulée en rotation sur le corps de capsule 10 autour d'un axe Y orthogonal à l'axe longitudinal X et une deuxième extrémité longitudinale 20.2 formant une surface de support en contact avec la tête d'accrochage 2.1. La capsule 10 comporte des lumières longitudinales dans lesquelles sont montés les doigts 20 de sorte que la deuxième extrémité 20.2 des doigts 20 soit située à l'intérieur de la capsule 10.
De manière avantageuse, la deuxième extrémité 20.2 de chaque doigt comporte une encoche 22 délimitée par deux surfaces 22.1, 22.2 particulièrement visible sur la figure 5C. L'une 22.1 des surfaces est destinée à être en appui contre la grande base de la tête d'accrochage 2.1 et l'autre surface 22.2 est destinée à être en appui contre la surface latérale, comme cela est particulièrement visible sur les figures 5A à 5C.
La tête de commande 18 porte les moyens de verrouillage des doigts 20 en position de maintien de l'ensemble 2, i.e. en position inclinée vers l'axe longitudinal X.
Les moyens de verrouillage comportent des butées 24 disposées radialement à l'extérieur des doigts 20 de sorte à empêcher ceux-ci de s'écarter de leur position de maintien. Dans l'exemple représenté, chaque doigt 20 comporte un bec sur son bord 20.3 en regard de leur surface de butée 24. Un jeu radial est avantageusement prévu entre le bec et la surface de butée 24, évitant les frottements et les risques de grippage.
Dans l'exemple représenté, les surfaces de butée 24 sont portées par une surface annulaire unique d'axe X réalisée à l'intérieur de la tête de commande 18. Dans l'exemple représenté, cette surface se situe en aval par rapport aux axes de rotation des doigts sur la capsule 10.
En outre, la tête de commande 18 porte les des moyens d'activation passifs assurant la libération de l'ensemble 2 en situation anormale. Les moyens d'activation passifs sont formés par des surfaces de poussée 26 orientées dans un plan transversal, par exemple perpendiculaire à l'axe longitudinal, destinées à venir en appui contre les doigts 20 pour exercer une poussée sur eux et provoquer leur pivotement autour de leur axe de rotation.
Les surfaces de poussée 26 sont destinées à venir en appui contre des surfaces de came 28 des doigts 20 situées radialement vers l'intérieur par rapport à l'axe de rotation des doigts 20.
Dans l'exemple représenté, les surfaces de poussée 26 sont situées en amont par rapport aux axes de rotation des doigts 20 sur la capsule 10.
Dans l'exemple représenté, la tête de commande 18 comporte dans sa périphérie intérieure des cavités 30 pour loger les doigts 20.
Le corps tubulaire de la capsule 10 comporte sur sa surface extérieure radialement en saillie trois pattes 32 portant les axes de rotation des doigts 20. Les moyens d'activation passifs sont formés par la virole 19 et par la tête de commande 18. La virole 19 et la tête de commande 18 sont réalisées en un matériau présentant un coefficient de dilatation élevé, supérieur à celui du matériau de la capsule 10, de préférence nettement supérieur à celui du matériau de la capsule 10.
Comme on peut le voir sur les figures 4 à 5D, le diamètre intérieur de la virole 19 est choisi de sorte à ménager un canal entre la virole et la face extérieure de la capsule 10 pour assurer l'écoulement du caloporteur. Des ouvertures 36 sont réalisées dans la virole 19 et dans les parties amont et aval pour permettre l'alimentation en caloporteur et son évacuation.
Par exemple la distance radiale entre la virole et la capsule est de l'ordre de un à quelques centimètres, ce qui assure qu'une partie significative du débit de caloporteur circule entre la surface extérieure de la virole 19 et la surface intérieure de la capsule 10. La température du système est alors proche de la température du caloporteur, il en résulte une grande précision de déclenchement du système.
De manière très avantageuse, la dimension axiale de la virole 19 est choisie très grande, ainsi elle présente une très grande surface d'échange thermique avec le caloporteur, ce qui permet d'intégrer les hétérogénéités thermique locales qui peuvent subvenir et ainsi d'améliorer la fiabilité de déclenchement.
Des moyens pour amortir la chute du matériau absorbeur de neutrons en fin de course sont prévus dans la zone inférieure Zll de la capsule. Par exemple, cet amortissement est obtenu en réduisant le jeu diamétral entre l'ensemble absorbant et la capsule en bas de capsule.
Nous allons maintenant expliquer le fonctionnement du dispositif de déclenchement et d'insertion Dl selon un exemple de réalisation préférentiel mais non limitatif.
On distingue quatre états principaux dans le fonctionnement du dispositif de déclenchement et d'insertion selon la présente invention en fonction des températures auxquelles il est soumis :
- état de montage (du système SI dans l'assemblage porteur) : à la température ambiante, par exemple 20°C, qui est appelée " température de montage " ; - état de manutention (de l'assemblage porteur, muni du système SI, dans le cœur du réacteur) : à une température de l'ordre de 180°C à 250°C, qui est appelée " température de manutention " ;
- état de fonctionnement : à la température de fonctionnement, de l'ordre de 550°C lorsque l'assemblage est dans le cœur en fonctionnement ;
- état de déclenchement : à la température seuil, par exemple de l'ordre de 660°C dans la présente invention à laquelle on souhaite l'insertion du matériau absorbant dans le cœur fissile.
L'état de montage n'est pas représenté mais est très proche de celui représenté sur la figure 5A. Dans l'état de montage, les différents éléments du système de déclenchement et d'insertion ne sont pas déformés par la dilatation thermique. Les doigts 20 supportent l'ensemble 2. Les surfaces de butée 24 sont en regard des becs 20.3 des doigts 20 et les surfaces de poussée 26 sont à distance des surfaces de came 28. Les doigts 20 sont donc verrouillés et l'ensemble 2 ne peut être libéré. La manipulation du système peut alors se faire en toute sécurité sans risque d'insertion non souhaitée dans le faisceau d'aiguilles.
Dans l'état de manutention, le système de déclenchement et d'insertion est placé dans l'assemblage porteur qui est disposé dans le réacteur. Du fait de la température dans le réacteur et de la différence de coefficients de dilatation entre le matériau de la capsule 10 et celui de la virole 19 et de la tête de commande 18, une dilatation différentielle apparaît entre la capsule 10 et l'ensemble virole 19 et tête de commande 18. Il y a donc une déformation différentielle entre la capsule 10 et l'ensemble virole 19 et tête de commande 18, et un déplacement relatif des surfaces de butée 24 et des surfaces de poussée 26 portée par la tête de commande 18 par rapport aux doigts 20.
Ainsi, dans l'état de manutention qui est représenté sur la figure 5A, les éléments du système de déclenchement et d'insertion ont commencé à se dilater légèrement. Cette déformation se fait principalement le long de l'axe longitudinal.
Cependant entre l'état de montage et l'état de manutention, la dilatation différentielle est telle que les surfaces de butée 24, bien que s'étant déplacées par rapport aux doigts 20, sont encore partiellement en regard des becs des doigts 20 et assurent encore un verrouillage des doigts en position de maintien de l'ensemble 2. Les doigts 20 supportent donc l'ensemble 2. L'ensemble ne peut être libéré. La manutention du système peut alors se faire en toute sécurité sans risque d'insertion non souhaitée dans le faisceau d'aiguilles.
L'état de fonctionnement est représenté sur la figure 5B. Les différents éléments du système de déclenchement et d'insertion sont immergés dans le caloporteur à la température de fonctionnement. La virole 19 est entourée de caloporteur grâce au canal ménagé entre la virole 19 et la capsule 10, et est donc sensible à l'état de fonctionnement de l'assemblage.
Entre l'état de manutention et l'état de fonctionnement, l'augmentation de température du caloporteur conduit à la poursuite de l'augmentation de déformation des éléments du système de déclenchement et d'insertion par dilatation thermique. A la température de l'état de fonctionnement, la dilatation différentielle entre la virole 19 et la capsule 10 est telle que les surfaces de butée 24 ne sont plus en regard des becs des doigts 20, les doigts 20 sont donc déverrouillés. Les surfaces de poussée 26 viennent tout juste au contact des surfaces de came 28, les doigts 20 sont donc encore inclinés vers l'axe longitudinal en position de maintien de l'ensemble 2.
Entre la température de fonctionnement et la température de déclenchement, la dilatation des éléments se poursuit avec l'augmentation de la température du caloporteur. Les surfaces de poussée 26 exercent un effort de poussée longitudinal vers le haut sur les surfaces de came 28 des doigts 20, ce qui provoque le basculement des doigts 20 vers l'extérieur. La rotation des doigts 20 autour de leur axe Y provoque un déplacement axial vers le haut de l'ensemble 2. Grâce à cette cinématique de fonctionnement du dispositif de déclenchement et d'insertion, on obtient simultanément une rupture des liaisons éventuellement formées du fait de l'oxydation ou de l'agglomération d'impuretés, entre les parties mobiles et les parties fixes, par exemple entre la pièce d'accrochage de l'ensemble 2 et le corps de capsule 10.
L'état de déclenchement lorsque la température seuil est atteinte, i.e. l'état dans lequel l'ensemble 2 est libéré, est représenté sur la figure 5C (juste avant la libération), et sur la figure 5D (en cours d'insertion). Sur la figure 5C, les doigts 20 sont en phase finale de rotation et l'ensemble 2 est quasiment libéré. Sur la figure 5D, les doigts ont fini de basculer, l'ensemble 2 est libéré et est en train de chuter en direction du cœur fissile.
L'insertion des éléments absorbants assure l'étouffement neutronique de la réaction en chaîne de façon à éviter la fusion du cœur à court terme.
Une température d'étouffement compatible avec le maintien de l'intégrité des structures de supportage du cœur est assurée pendant une période suffisante pour mettre en œuvre des actions correctives.
Comme indiqué précédemment, la virole 19 ainsi que la tête de commande 18 du dispositif de déclenchement et d'insertion sont réalisées en un matériau offrant un coefficient de dilatation important par exemple un acier, plus particulièrement en acier austénitique tel que celui utilisé pour les gaines d'aiguilles comme l'acier Z10 CNDT 15.15 B (15/15 Ti) écroui. Concernant la capsule 10, qui est réalisée en un matériau présentant un coefficient de dilatation nettement inférieur à celui du matériau de la virole 19 et de la tête de commande 18, on peut choisir un alliage à base de tungstène, par exemple l'alliage W-5Re, i.e. qui est un alliage de tungstène avec 5 % de Rhénium. On peut également envisager un alliage tel que le W-ODS. Outre son faible coefficient de dilatation, le tungstène présente l'avantage de gonfler peu sous irradiation aux températures considérées du fait de sa nature réfractaire. Avantageusement, l'alliage W-5Re offre en outre une ductilité acceptable vis-à-vis des règles de dimensionnement considérées. Alternativement, on pourrait choisir l'alliage Z10 CNDT 15.15 B pour la capsule et l'alliage W-5Re pour la virole, à condition évidemment d'adapter le dispositif de déclenchement en conséquence.
Dans l'exemple représenté les surfaces de butée 24 forment une surface radiale et la surface de poussée 26 forme une surface perpendiculaire à l'axe longitudinal.
Mais cette configuration n'est en aucun cas limitative.
Des moyens sont avantageusement prévus pour détecter l'état du dispositif de déclenchement et d'insertion afin de contrôler si une insertion de l'ensemble 2 a eu lieu. Une première technique peut consister à détecter l'insertion de l'antiréactivité dans le cœur, soit directement grâce aux chambres neutroniques, soit indirectement grâce au " traitement de la température cœur " (TRTC) qui consiste à mesurer au moyen de thermocouples disposés au-dessus des assemblages la température de sortie du caloporteur. Si du matériau absorbant chute, la puissance de l'assemblage porteur chute et la température de sortie du caloporteur de l'assemblage porteur chute. Par conséquent, en détectant une baisse de la température du caloporteur, on détecte l'insertion d'antiréactivité.
Une autre technique consiste à détecter l'état suspendu ou non de l'ensemble d'éléments absorbants.
Le dispositif de détection DT pour mettre en œuvre cette technique est représenté sur les figures 5A à 5D. Il s'agit d'un dispositif de télémétrie à ultrason destiné à mesurer la distance entre un ou des transducteurs 67 disposés au-dessus des têtes d'assemblage et un réflecteur dont la position par rapport au(x) transducteur(s) est dépendant de l'état inséré ou non de l'ensemble d'éléments absorbants 2.
Le dispositif DT comporte une pige 64 montée coulissante dans un alésage longitudinal 65 réalisé dans la tête de préhension 13 de la capsule 10. La pige 64 présente une longueur telle que son extrémité inférieure est en appui contre la tête d'accrochage de l'ensemble d'élément absorbants et une extrémité supérieure fait saillie de l'extrémité supérieure de la tête de préhension.
L'extrémité supérieure de la pige 64 comporte un réflecteur 66. L'extrémité inférieure de la pige est uniquement en appui sur la tête d'accrochage de l'ensemble absorbant, si la pige venait à être bloquée, elle n'empêcherait donc pas l'insertion du chapelet, dans la mesure où elle n'en est pas solidaire. La section faible de la pige étant insuffisante pour former le réflecteur, l'extrémité supérieure de la tige présente alors une forme telle que sa section est supérieure à la section de la tige dans l'alésage. Par exemple, il s'agit d'un cône de conicité orientée vers le haut, la base du cône formant le réflecteur 66. Le cône vient en butée contre la partie supérieure de l'alésage lors de la chute de la pige. I l est toutefois possible de ménager une distance de chute de plusieurs centimètres, ce qui est suffisant pour la détection à ultrasons. Par exemple une distance de 13 mm peut être choisie. Le réflecteur 66, porté par la pige qui traverse la tête de préhension 13, est disposée au plus près de la tête d'assemblage (représentée de manière schématique sur les figures 5A à 5D), ce qui augmente l'angle solide de réflexion des ultrasons et limite les échos sur les structures environnant la tête de préhension.
Des transducteurs 67 (représentés schématiquement) sont disposées au-dessus de la tête d'assemblage. Le déplacement axial des réflecteurs lors d'une insertion de l'ensemble 2 permet sa détection et sa localisation. Par exemple, les transducteurs sont fixés sur les grilles du bouchon couvercle cœur.
De manière avantageuse, on prévoit un ressort 68 monté en compression entre l'extrémité inférieure de la pige et l'extrémité inférieure de l'alésage. Ce ressort est comprimé en fonctionnement normal, i.e. lorsque l'ensemble absorbant 2 est en position non insérée, la tête d'accrochage étant maintenue par les doigts 20. Lorsque l'ensemble absorbant 2 chute emportant avec lui la tête d'accrochage, le ressort 68 se détend, provoquant le déplacement vers le bas de la pige 64. Ce ressort 66 évite avantageusement que la pige 64 soit empêchée de tomber. En effet, la pige 64 ayant une masse faible, un grippage dû à un phénomène de corrosion ou à la présence d'impuretés par exemple, pourrait l'empêcher de chuter. Grâce à l'effort appliqué par le ressort 68 lors de sa détente, un tel blocage est surmonté, la pige 64 chute et le dispositif DT détecte la chute du chapelet 2. L'effort appliqué par le ressort n'est pas susceptible d'être relaxé par le fluage d'irradiation du fait de la position éloignée du ressort par rapport au cœur fissile. Le ressort 68 améliore donc la robustesse de détection du dispositif de télémétrie.
En variante, les transducteurs ne sont pas disposés à l'aplomb du réflecteur. Des réflecteurs fixes sont disposés en face interne de la tête d'assemblage, afin de diriger le faisceau ultrason vers le réflecteur 66. Ou alors, le réflecteur 66 porté par la pige 64 peut présenter une surface avec plusieurs facettes, pour former un miroir triplan par exemple, afin d'améliorer la directivité du faisceau. Ces variantes pourraient permettre avantageusement d'utiliser un transducteur pour plusieurs assemblages
Nous allons maintenant décrire brièvement le fonctionnement de ce dispositif de détection DT. Lorsque l'ensemble 2 est suspendu, dans le cas des figures 5A à 5C, la pige 64 est en appui contre la tête d'accrochage de l'ensemble absorbant 2, le ressort 68 étant comprimé, le réflecteur 66 se trouve à une certaine distance du ou des transducteurs, ce qui correspond à l'état ensemble absorbant non insérée.
Lorsque l'ensemble se décroche (Figure 5D) car la température seuil est atteinte ou dans le cadre d'un déclenchement intempestif, la pige 64 ne repose plus sur la tête d'accrochage, sous l'action de la détente du ressort 68 et de la gravité, la pige 64 coulisse vers le bas dans l'alésage, entraînant avec elle le réflecteur 66 qui prend une deuxième position en appui sur la tête de préhension 13. Le transducteur 67 mesure un allongement de la distance entre le transducteur 67 et le réflecteur 66 et permet ainsi de détecter l'insertion de l'ensemble 2.
Ce détecteur est particulièrement robuste. La pige 64 présentant une section faible, elle est souple en flexion et un jeu mécanique important est ménagé avec l'alésage; tout risque de blocage mécanique peut être évité, même en cas de déformation significative de la tête de préhension 13 du fait de la distorsion de l'axe et/ou de l'écrasement de l'alésage.
Ce dispositif de détection permet de garantir la détection (et la localisation dans le cœur) de la chute des éléments absorbants en toute situation et sans pénaliser aucunement la fiabilité de déclenchement et d'insertion de ce chapelet.
Ce dispositif de détection peut être utilisé soit en plus du TRTC et/ou des chambres à fission afin de diversifier les moyens de détection de l'insertion d'antiréactivité, soit en remplacement de ces techniques.
Selon l'invention, le système de déclenchement et d'insertion SI est rapporté dans l'assemblage, il est alors complètement indépendant de l'assemblage porteur, et peut donc être avantageusement géré indépendamment de l'assemblage combustible.
Il est donc possible d'effectuer des tests de fonctionnement, par exemple de déclenchement et de chute de l'ensemble 2 ex-situ, i.e. hors réacteur, à l'échelle de la capsule 10 uniquement. Ces tests de fonctionnement peuvent être réalisés systématiquement avant l'intégration initiale dans l'assemblage A. I l est possible de vérifier ou de changer si nécessaire le dispositif de déclenchement et d'insertion ou encore de le réarmer dans le cas d'un dysfonctionnement du système, et ce, indépendamment des autres éléments de l'assemblage combustibles. Ce remplacement ou ce réarmement peut avoir lieu sans réformer l'assemblage dans son entier. Cette possibilité a pour avantage de gérer la durée de vie des systèmes d'insertion indépendamment de celle des assemblages combustibles, ce qui peut être favorablement exploité si l'on souhaite réduire les coût de fabrication ou minimiser la quantité de déchets activés dans le cadre de l'aval du cycle.
Le dispositif de déclenchement et d'insertion Dl est particulièrement adapté à un système de déclenchement et d'insertion amovible. En effet, grâce au dispositif de déclenchement et d'insertion, plus particulièrement grâce à la butée 24 qui assure un verrouillage jusqu'à la température de manutention, tout risque de déverrouillage des doigts en situation de manutention est évité, ainsi lors du montage de la capsule dans l'assemblage porteur, et par exemple en cas de choc, l'ensemble d'éléments absorbants ne peut pas se décrocher, à moins d'une rupture des doigts ou de la tête d'accrochage ou du câble. Cet avantage apparaît également lors de l'intégration de l'assemblage dans le cœur (état de manutention décrit précédemment).
Grâce à la structure de l'assemblage combustible selon la présente invention et à l'intégration du système de déclenchement et d'insertion, la fraction volumique de combustible est peu réduite, et de fait les performances neutroniques du cœur également. Le volume de l'espace central entraîne une réduction de la fraction volumique de combustible d'environ 7% dans l'assemblage combustible porteur et d'environ 0,6% dans le cœur.
En outre, la conception de l'assemblage porteur permet d'appliquer le cycle du combustible des assemblages de l'état de la technique avec un minimum de modifications et ainsi d'optimiser les coûts.
De plus, la structure de l'assemblage selon l'invention a peu d'impact sur la perte de charge de l'assemblage combustible et donc sur l'optimisation de la thermohydraulique du cœur. Associé au dispositif de déclenchement et d'insertion selon l'invention, l'assemblage selon l'invention utilise de manière optimale le débit de l'assemblage combustible ce qui assure une rapidité et une précision de déclenchement maximales. En effet, du fait de l'emplacement central de la virole dans l'assemblage et de sa structure, celle-ci voit un débit très proche du débit d'un assemblage combustible standard, sa dilatation est donc représentative de la température du caloporteur et donc de l'état de l'assemblage.
Grâce à l'invention, la fiabilité d'insertion de l'antiréactivité est optimisée. En effet, la capsule est mécaniquement découplée des déformations du faisceau d'aiguilles car elle en est protégée par le fourreau qui présente une raideur significative et dans laquelle elle est par ailleurs insérée avec un jeu radial important. La présence du faisceau d'aiguilles entre le fourreau et le tube hexagonal permet également de découpler mécaniquement la capsule des déformations affectant le pas du réseau, dans la mesure où le faisceau d'aiguilles présente une certaine capacité d'accommodation des déformations du tube hexagonal (présence de jeux entre les aiguilles et les fils espaceurs).
Nous allons maintenant décrire en détail un ensemble d'éléments absorbants 2 dont la mise en œuvre permet d'optimiser davantage la fiabilité d'insertion, en effet l'ensemble d'éléments absorbants qui va être décrit présente une grande aptitude à l'insertion dans une capsule déformée. L'ensemble 2 comporte des éléments absorbants de forme sphérique 4 enfilés sur un câble 6 souple. Cet ensemble présente une grande souplesse, ce qui facilite l'insertion dans la capsule.
La répartition en chapelet évite le blocage par effet de voûte et/ou par des phénomènes de type frittage qui peut apparaître dans le cas d'un empilement massif.
La forme sphérique des éléments absorbants 2 présente l'avantage d'offrir une grande fiabilité d'insertion des éléments absorbants dans la capsule, puisque la forme sphérique est la plus apte à être insérée dans une structure déformée et/ou de dimensions réduites. Par ailleurs, d'un point de vue thermique et thermomécanique vis-à- vis de l'élément absorbant lui-même, la forme sphérique offre les conditions de refroidissement optimales pour minimiser la température à cœur. Par exemple, par rapport aux formes cylindriques de l'état de la technique, le gradient de température entre le cœur et la surface extérieure est réduit d'un tiers.
Du fait du gradient thermique plus faible entre le cœur et la surface extérieure de l'élément absorbant, les contraintes d'origine thermique sont réduites. Les risques de fissuration sont alors diminués.
Le volume de matériau absorbant pour l'insertion d'anti-réactivité est utilisé de manière optimale, la forme sphérique permettant de minimiser l'effet d'autoprotection neutronique par unité de volume.
Les éléments sphériques peuvent être pleins et être réalisés avec un seul matériau absorbant. En variante, on peut envisager de réaliser les éléments avec deux matériaux différents afin d'optimiser leurs propriétés. Par exemple, on peut réaliser un cœur métallique présentant des capacités d'absorption neutronique plus faibles qu'un matériau céramique (comme le B4C) mais offrant une meilleure conductivité thermique, ce qui permet de diminuer la température à cœur et d'accroître la marge à fusion, et réserver le matériau céramique pour la paroi périphérique. Les deux matériaux sont choisis de sorte que la dilatation différentielle entre les deux matériaux soit telle que l'intégrité mécanique de l'élément soit assurée. De tels éléments sont réalisés par exemple à partir d'une sphère métallique entourée de deux hémisphères creux en matériau céramique.
Dans une autre variante de réalisation, les éléments sphériques sont creux. Cette structure est très avantageuse d'un point de vue thermique car elle permet de diminuer la température maximale vue par le matériau absorbant, notamment dans le cadre d'une insertion intempestive. En outre, elle permet de diminuer l'importance des contraintes secondaires d'origine thermique au sein des éléments, puisque il n'y a plus de phénomène de dilatation différentielle entre le cœur et la périphérie. D'un point de vue neutronique, la matière à cœur est nettement moins efficace que la matière périphérique du fait de l'effet d'autoprotection. Par conséquent l'absence de celle-ci dans les sphères creuses n'est pas particulièrement pénalisante.
Les éléments sphériques creux peuvent être réalisés par assemblage de deux hémisphères creux ou en réalisant un alésage dans une sphère pleine. Dans ce dernier cas, on peut prévoir un insert métallique pour réduire le jeu mécanique diamétral avec le câble du chapelet de part et d'autre de l'alésage.
Le câble 6 peut être en fibres de métal tressées, ou en tresses sèches de fibres en céramique.
L'ensemble comporte à l'une de ses extrémités une tête d'accrochage décrite précédemment coopérant avec les doigts 20.
De manière avantageuse, l'ensemble comporte à son extrémité opposée à celle munie de la tête d'accrochage au moins un élément métallique, de préférence, plusieurs éléments métalliques en lieu et place des éléments en matériau absorbant, par exemple au nombre de 3. D'une part, ces éléments forment une butée pour les éléments absorbants. D'autre part, ils forment une protection neutronique partielle pour les éléments absorbants par rapport au cœur fissile, le flux neutronique étant susceptible de dégrader les propriétés des éléments absorbants. Par exemple, dans le cas du B4C la conductivité thermique de celui-ci diminue sous irradiation, ce qui conduit à une augmentation de la température à cœur des éléments. Or, grâce à l'interposition des éléments métalliques formant écran neutronique, les éléments en B4C sont partiellement protégés.
Enfin, ils peuvent former un lest dans le cas où le matériau des éléments absorbants présenterait une faible densité. La présence d'un lest permet de diminuer le temps de chute de l'ensemble, et réduit les risques de blocage. De plus, ces éléments métalliques peuvent absorber les chocs au fond de la capsule, ce qui est particulièrement intéressant dans le cas du B4C qui présente une faible résistance au choc.
De manière avantageuse, il peut être prévu d'introduire entre les éléments absorbants des moyens d'amortissement mécanique. Il peut s'agir par exemple de rondelles Belleville. Ces moyens ne sont pas nécessairement disposés entre chaque paire d'éléments.
La longueur du câble est supérieure à la hauteur de l'empilement des sphères ce qui détermine la souplesse du chapelet, ce jeu mécanique est dimensionné en fonction des déformations des composants sous irradiation, telles que la dilatation, le gonflement sous flux, le fluage. En outre, un jeu radial est prévu entre le câble et les alésages traversant les sphères.
Dans le cas où le matériau absorbant présente des risques de fragmentation liée aux déformations différentielles en réacteur (dilatations et gonflement sous irradiation), comme le B4C, les éléments absorbants peuvent comporter une chemise formant un gainage métallique dans laquelle est disposé le matériau absorbant.
Les éléments absorbants peuvent être réalisés en tout matériau absorbant neutronique. Par exemple, il peut s'agir de carbure de bore (B4C) plus ou moins enrichi en 10B.
II peut s'agir de matériaux à base d'hafnium. Ces matériaux présentant une densité importante, ce qui permet de réduire le temps de chute, ne dégagent pas de gaz sous irradiation, et donc ne provoquent pas de gonflement, et ne voient pas leurs capacités d'antiréactivité sous irradiation diminuer de manière significative. L'efficacité neutronique et le niveau de détectabilité sont donc stables. Il peut s'agir d'hafnium métallique, qui présente une efficacité neutronique par unité de volume beaucoup plus faible que celle du B4C, mais qui présente l'avantage d'avoir une conductivité thermique nettement plus élevée que celle du B4C et stable sous irradiation. Il peut s'agir d'hydrure d'hafnium dont la conductivité thermique en condition non irradiée est importante et, comme pour l'hafnium métal, elle est stable sous irradiation.
II pourrait aussi s'agir de matériaux absorbants de type borure réfractaire, par exemple le HfB2 et du TiB2, qui présentent des températures de fusion de l'ordre de 3300°C. On peut également utiliser l'hexaborure d'europium EuB6. On peut envisager d'utiliser aussi le Eu203. Celui-ci ne génère pas de produits gazeux sous irradiation. Il possède en outre un pouvoir absorbant important.
On peut envisager en variante d'avoir des éléments absorbants réalisés dans différents matériaux absorbants en fonction de leur position le long du chapelet. Par exemple, on peut disposer des éléments à base d'hafnium en bas de chapelet et des éléments à base de B4C en haut de chapelet. Cette répartition permet d'apporter l'essentiel de l'anti-réactivité nécessaire avec les éléments de B4C, tandis que les éléments d'hafnium en bas du chapelet constituent en condition non insérée une protection neutronique pour les éléments de B4C situés en partie haute du chapelet ; tout en apportant un complément significatif d'antiréactivité au début de l'insertion et contribuent à l'apport total d'antiréactivité en fin d'insertion. De plus, les éléments d'hafnium ne présentent pas de risque de fusion en condition d'insertion, puisque leur conductivité thermique sous irradiation en position suspendue ne diminue pas.
L'Hafnium pourrait servir d'agent mitigateur en cas de fusion généralisée du cœur.
Dans le cas d'un réacteur à eau pressurisée, les matériaux des éléments absorbants peuvent par exemple être les suivants : l'Hafnium, le Dy1:LB6, le Gd B6, le Sm B6 et l'Er B4, l'HfB2 naturel et le TiB2 naturel.
Le caloporteur peut être formé par tout métal liquide adapté, par exemple le sodium. Les autres métaux liquides envisageables en réacteur rapide sont le plomb et le plomb-bismuth. De préférence, il s'agit du sodium qui permet de bons transferts thermiques. En outre, dans le cas d'un absorbant boré, le milieu métal liquide permet d'éviter les problèmes potentiels de mise en forte pression des enceintes (aiguille, capsule ou autre) par l'hélium issu du 10B. Enfin, la viscosité élevée du milieu métal permet en outre une franche décélération progressive en bout de course de chute qui limite fortement le risque de fragmentation de la céramique absorbante.
A titre d'illustration, nous allons donner un exemple de dimensionnement d'un assemblage selon la présente invention.
Concernant l'ensemble d'éléments absorbants de forme sphérique, celui-ci peut présenter une hauteur de 800 mm. Concernant la taille et la masse des éléments absorbants, celles-ci dépend du matériau dans lequel ils sont réalisés :
- dans le cas du B4C enrichi à 48 % en 10B, ils ont un diamètre de 35 mm et une masse de 1,8 kg,
- dans le cas du HfB2 enrichi à 71 % en 10B : ils ont un diamètre de 35 mm et une masse de 10,8 kg,
- dans le cas de l'Hafnium, ils ont un diamètre de 67 mm et une masse de 46,9 kg, - dans le cas du Eu203, ils ont un diamètre de 52 mm et une masse de
17,6 kg.
L'intégration du système de déclenchement et d'insertion au sein d'un assemblage sur la base des éléments absorbants sphériques de diamètre 35 mm correspond à la suppression de deux couronnes d'aiguilles combustibles, ce qui correspond en termes d'impact sur la fraction volumique de combustible à 7 % dans l'assemblage combustible porteur et 0,6 % dans le cœur.
Concernant le fonctionnement du système, en considérant la virole en Z10 CNDT 15.15 B et la capsule en W-5Re, pour la température de déclenchement considérée de 660°C et une hauteur de virole d'environ 800 mm avec les dimensions de composants choisies. On peut calculer le déplacement axial différentiel de la virole par rapport à la capsule :
- entre la température ambiante et la température de fonctionnement
: 5,65 mm ;
- entre la température de fonctionnement et la température de déclenchement : 1,44 mm.
On peut calculer le déplacement de la tête d'accrochage par déplacement des doigts 20 entre la température de fonctionnement et la température de déclenchement : le doigt a un déplacement linéique de 5,4 mm et un déplacement angulaire de 7,2°.
La tête d'accrochage de l'ensemble 2 a alors un déplacement axial entre la température de fonctionnement et la température de déclenchement de 3,5 mm.
L'assemblage porteur selon la présente invention et l'ensemble d'éléments absorbants sous forme de chapelet d'éléments sphériques sont particulièrement adaptés à une mise en œuvre dans des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. I ls peuvent également s'appliquer à d'autres types de réacteurs nucléaires, tels que les réacteurs rapides refroidis avec d'autres métaux liquides comme le plomb ou le plomb-bismuth, réacteurs rapides refroidis au gaz, réacteurs à eau pressurisée ou à eau bouillante.

Claims

REVENDICATIONS
1. Assemblage porteur pour réacteur nucléaire comportant un boîtier (40) d'axe longitudinal (XI) destiné à être orienté sensiblement selon un axe vertical, une zone fissile située en partie basse du boîtier (40), un volume libre située en partie haute du boîtier (40), un espace libre (52) dans la zone fissile s'étendant sur une partie au moins de la zone fissile le long de l'axe longitudinal (XI), à partir de l'extrémité de la zone fissile située du côté de la partie haute le long de l'axe longitudinal (XI), un fourreau (54) bordant l'espace libre (52), et un système de déclenchement et d'insertion (SI), ledit système de déclenchement et d'insertion comportant une capsule (10) d'axe longitudinal (X), un ensemble à insérer (2) suspendu dans la capsule et un dispositif de déclenchement et d'insertion (Dl) apte à libérer ledit ensemble à insérer en cas d'état accidentel de l'assemblage, ladite capsule (10) étant insérée partiellement dans le fourreau (54), ledit système de déclenchement et d'insertion étant monté de manière amovible dans l'assemblage porteur, et ladite capsule comportant une tête de préhension par laquelle le système de déclenchement et d'insertion (SI) est suspendu au-dessus du fourreau (54).
2. Assemblage porteur selon la revendication 1, dans lequel le dispositif de déclenchement et d'insertion est disposé dans une partie supérieure de la zone haute du boîtier.
3. Assemblage porteur selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l'espace libre (52) est situé dans une partie centrale de la zone fissile de sorte que l'axe longitudinal (X) du système de déclenchement et d'insertion soit coaxial avec l'axe (XI) de l'assemblage.
4. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 3, dans lequel l'ensemble à insérer est du type absorbant neutronique et/ou mitigateur.
5. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 4, dans lequel la dimension longitudinale de l'ensemble à insérer (2) est au plus égale à la moitié de la dimension longitudinale totale de la capsule (10)
6. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 5, dans lequel la capsule comporte des moyens pour amortir la chute de l'ensemble à insérer en fin de course.
7. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 6, dans lequel la capsule (10) comporte des orifices d'alimentation en caloporteur à l'extrémité de sa portion disposée dans le fourreau.
8. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 7, comportant des moyens de guidage de la mise en place du système de déclenchement et d'insertion (SI) dans la zone fissile de l'assemblage, disposés à l'extrémité du fourreau située du côté du volume libre de l'assemblage porteur.
9. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 8, dans lequel le boîtier présente une section transversale hexagonale et dans lequel le fourreau (54) présente une section transversale extérieure hexagonale et une section transversale intérieure hexagonale ou circulaire et dans lequel la capsule (10) présente une section transversale extérieure circulaire.
10. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 9, dans lequel l'ensemble à insérer (2) comporte une pluralité d'éléments (4) montés articulés les uns aux autres, un des éléments d'extrémité formant une tête d'accrochage (2.1) coopérant avec des moyens de maintien (11) du dispositif de déclenchement et d'insertion (Dl).
11. Assemblage porteur selon la revendication 10, dans lequel les éléments (4) sont enfilés sur un câble (6).
12. Assemblage porteur selon la revendication 11, dans lequel le câble est en fibres de métal tressées ou en fibres céramiques tressées.
13. Assemblage porteur selon la revendication 10, 11 ou 12, dans lequel chaque élément (4) a une forme sphérique.
14. Assemblage porteur selon l'une des revendications 10 à 13, comportant des moyens amortisseurs entre au moins une paire d'éléments.
15. Assemblage porteur selon l'une des revendications 10 à 14, dans lequel les éléments (4) sont formés de plusieurs matériaux absorbants.
16. Assemblage porteur selon l'une des revendications 10 à 15, dans lequel les éléments (4) comportent au moins des éléments dans un premier élément absorbant et des deuxièmes éléments dans un deuxième élément absorbant.
17. Assemblage porteur selon l'une des revendications 10 à 16, dans lequel les éléments sont creux ou comportent un noyau central et une enveloppe périphérique composés de deux matériaux différents.
18. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 17, dans lequel le système de déclenchement et d'insertion est sensible à une variation de température.
19. Assemblage porteur selon la revendication 18, dans lequel le système de déclenchement et d'insertion est du type à dilatation différentielle.
20. Assemblage porteur selon la revendication 19, dans lequel le système de déclenchement et d'insertion comportent des moyens de verrouillage empêchant l'insertion de l'ensemble à insérer pour une température inférieure à la température de fonctionnement du réacteur.
21. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 20, comportant des moyens de détection de l'insertion de l'ensemble à insérer par télémétrie à ultrasons.
22. Assemblage porteur selon la revendication 20, dans lequel le dispositif de déclenchement et d'insertion comporte une partie fixe longitudinalement formée par la capsule (10) et une partie mobile longitudinalement, la capsule comportant des moyens de maintien (11) de l'ensemble à insérer (2) en position suspendue au-dessus de la zone fissile, ledit l'ensemble à insérer étant libérable sous l'action de la partie mobile, la partie mobile comportant les moyens de verrouillage et des moyens de maintien en position suspendue de l'ensemble à insérer et des moyens pour libérer l'ensemble à insérer des moyens de maintien, lesdits moyens de verrouillage étant formés par au moins une première surface (24), dite surface de butée, et les moyens pour libérer l'ensemble à insérer étant formés par au moins une deuxième surface (26), dite surface de libération, et des moyens de déplacement (19) le long de l'axe longitudinal desdites surfaces de butée (24) et de libération (26), lesdits moyens de déplacement étant formés par une virole (19) apte à se dilater longitudinalement de manière différentielle par rapport à la capsule(lO) sous l'effet de l'élévation de la température du caloporteur, ladite surface de butée (24) et ladite surface de libération (26) étant disposée de sorte que, lors de l'augmentation de la température du caloporteur, la surface de butée (24) s'éloigne axialement des moyens de maintien (11) et la surface de libération (26) se rapproche axialement des moyens de maintien (11), la surface de butée (24) étant écartée des moyens de maintien lorsque le caloporteur est à la température normale de fonctionnement du réacteur, de telle sorte que les moyens de maintien soient déverrouillés, et la surface de libération (26) exerçant un effort de poussée sur les moyens de maintien de telle sorte que l'ensemble à insérer soit libéré lorsque la température du caloporteur est supérieure à une température seuil.
23. Assemblage porteur selon la revendication 22 en combinaison avec la revendication 21, dans lequel les moyens de détection comportent au moins un transducteur à ultrasons disposé au-dessus de la tête de la capsule, un réflecteur (66) monté sur la tête de la capsule en face du transducteur, la position longitudina le du réflecteur (66) étant commandée par le maintien ou non de l'ensemble à insérer par les moyens de maintien (11), ledit réflecteur (66) étant relié à ensemble à insérer par un élément allongé (64) monté coulissant dans un alésage longitudinal traversant la tête de capsule et maintenant le réflecteur (66) dans un état de non insertion par appui sur l'ensemble à insérer.
24. Assemblage porteur selon la revendication 23, comportant un moyen élastique (68) comprimé en présence de l'ensemble à insérer et se détendant en l'absence de l'élément à insérer et exerçant un effort de traction sur l'élément allongé (64) de sorte à déplacer le réflecteur (66).
25. Assemblage porteur selon l'une des revendications 22 à 24, dans lequel un jeu radial est prévu entre la virole (19) et la capsule (10) de sorte à délimiter un canal de circulation du caloporteur entre la virole et la capsule (10), la virole (19) comportant des orifices pour la circulation du caloporteur dans ledit canal.
26. Assemblage porteur, selon l'une des revendications 22 à 25, dans lequel les moyens de maintien (11) comportent au moins deux doigts (20), de préférence trois, répartis autour de l'axe longitudinal (X) et montés articulés en rotation sur la capsule(lO) de sorte à pouvoir prendre une position proche de l'axe longitudinal (X) pour maintenir l'ensemble à insérer (2) entre les doigts (20), et une position écartée de l'axe longitudinal (X) dans laquelle l'ensemble à insérer (2) est libéré.
27. Assemblage porteur selon la revendication 26, dans lequel la surface de butée (24) est une surface disposée radialement à l'extérieur des doigts (20) empêchant en position de verrouillage les doigts (20) de s'écarter de l'axe longitudinal (X), et dans lequel la surface de libération (26) est une surface perpendiculaire à l'axe de longitudinal (X), et dans lequel les doigts (20) comportent une surface de came (28) avec laquelle coopère la surface de libération (26) pour faire pivoter les doigts en éloignement de l'axe longitudinal.
28. Assemblage porteur selon l'une des revendications 22 à 27, dans lequel la virole (19) est en acier austénitique et la capsule (10) est en alliage à base de tungstène ou la virole (19) est en acier Z10 CNDT 15.15 B écroui et la capsule(lO) est W- 5Re.
29. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 28, pour réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide, de préférence le sodium dans lequel le ou les matériaux de l'absorbant neutronique est/sont choisi(s) parmi le B4C, plus ou moins enrichi en 10B, l'hafnium métallique, des matériaux de type borure réfractaire, par exemple le HfB2 et du TiB2, l'hexaborure d'europium EuB6 ou le Eu203.
30. Assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 29, pour réacteur nucléaire à neutrons thermiques refroidis par de l'eau, dans lequel le ou les matériaux de l'absorbant neutronique est/sont choisi(s) parmi l'Hafnium, le DyllB6, le GdllB6, le SmllB6 et l'ErllB4, l'HfB2 naturel et le ΤΊΒ2 naturel.
31. Réacteur nucléaire comportant des assemblages de combustibles nucléaire et un assemblage porteur selon l'une des revendications 1 à 30.
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