EP2489043A1 - Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant de tels assemblages - Google Patents

Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant de tels assemblages

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Publication number
EP2489043A1
EP2489043A1 EP10765631A EP10765631A EP2489043A1 EP 2489043 A1 EP2489043 A1 EP 2489043A1 EP 10765631 A EP10765631 A EP 10765631A EP 10765631 A EP10765631 A EP 10765631A EP 2489043 A1 EP2489043 A1 EP 2489043A1
Authority
EP
European Patent Office
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housing
assembly
corium
recuperator
assembly according
Prior art date
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Withdrawn
Application number
EP10765631A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Thierry Jeanne
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP2489043A1 publication Critical patent/EP2489043A1/fr
Withdrawn legal-status Critical Current

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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/324—Coats or envelopes for the bundles
    • 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
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to an assembly for a nuclear reactor and to a nuclear reactor comprising at least one such assembly, more particularly a fast neutron reactor of the present invention.
  • a nuclear reactor comprises a containment chamber in which is disposed the reactor core, the core having juxtaposed fuel assemblies.
  • An assembly has a cylindrical shape, for example hexagonal section and comprises a housing in which fuel needles are arranged.
  • Each needle consists of an envelope called sheath in which are stacked
  • the needle forms a sealed containment for the pellets.
  • the sheath and housing are metallic.
  • the needle essentially comprises three zones: a central zone, called a fissile zone, where the fuel is located, a zone
  • Upper 30 optionally comprising a plenum upper and a lower zone possibly comprising a lower plenum.
  • a needle has a lower plenum and / or an upper plenum, or the plenum (s) allows (tent) to absorb the formation of fission products generate in time in the fissile area. In the absence of a plenum, the generation of fission products would have the effect of deforming the cladding in the fissile zone and thus compromising the circulation of the coolant.
  • each assembly circulates a coolant between the needles to evacuate the thermal energy produced by the fuel. This energy is then converted into electrical energy.
  • the coolant is molten sodium. The coolant extracts the heat to convert it and, in fact, cools the assembly, avoiding its heating.
  • the coolant flows in a closed circuit from the bottom of the assembly to the top of the assembly through pumps.
  • One or more heat exchangers are provided at the outlet of the assembly for extracting heat from the coolant.
  • This accident scenario has three phases:
  • This fusion of one or more assemblies quickly leads to the formation of boiling liquid corium baths confined in more or less tight cavities, with relocations of the melted materials in the upper and lower parts of the assembly.
  • the corium is defined as a pile of fuels and structural elements of the core of a nuclear reactor melted and mixed, which can be formed in case of accident,
  • the initiation of the fusion of an assembly can have several causes, for example:
  • the pressure in the area under the top plug then tends to reach values comparable to the lifting pressure of the primary pumps.
  • the dewatering of the assembly is then mainly from the bottom.
  • the collapse of the fuel pellets tends to form a cavity whose axial extension progressively covers the height of the fissile column.
  • the accumulation of fuel debris in the bottom of the fissile column associated with some of the molten steel sheaths conditions the formation of the lower plug.
  • the path of the corium is uncontrollable.
  • Such behavior may ultimately compromise the mechanical strength of the reactor vessel. It can also compromise the mechanical strength of the confinement chamber of the reactor block.
  • the object of the present invention is therefore to provide a safer reactor and assembly structure which makes it possible to limit the radial propagation of the corium in the event of an incident, to promote the flow of corium towards the bottom of the reactor and to reduce the risks of criticality.
  • a nuclear fuel assembly comprising means for limiting the rise of the corium in the assembly and preventing its accumulation at the fissile zone, thereby reducing the risks of radial propagation of the corium, while ensuring the Sodium circulation, even in a degraded manner, through part of the assembly.
  • the communication of the interior of the assembly to the inter-assembly zones allows evacuation of the coolant, which limits the risk of recovery of the corium under the action of the heat carrier under pressure.
  • this communication allows the coolant to continue to flow along the assembly outside of it and to remove heat from the melting zone.
  • control is improved accidentally in the path of the corium downward within each fuel assembly.
  • the weakening of the lower part of the needles facilitates the propagation of the corium downwards.
  • the phenomenon of corium descent is advantageously favored by eliminating the presence of highly inertial materials, for example by eliminating the lower axial coverage or "CAI" (ie the presence of fertile pellets in the lower part of the needle beam).
  • the diameter of the lower ends of the needles is reduced to limit the amount of material and in an accidental situation facilitate the accumulation of molten materials.
  • a fusion at an assembly when a fusion at an assembly has begun, it is favored in the downward axial direction, in order to facilitate the evacuation of the corium so as to move it away. fissile areas of other assemblies and avoid the radial propagation of corium.
  • a recuperator associated with each assembly is provided in the lower zone of the assembly to recover the corium.
  • the recuperator makes it possible to reduce the risk of criticality.
  • this recuperator may comprise a neutron-absorbing material.
  • the present invention mainly relates to a nuclear fuel assembly comprising:
  • a housing delimiting an interior space divided into a central part, called a fissile zone in which is disposed a bundle of nuclear fuel needles, an upper part and a lower part,
  • the needles of the needle bundle comprising an upper plenum and / or a lower plenum
  • At least one of the needles does not include fertile material at its lower end.
  • the lower end of at least one of the needles has a reduced diameter relative to the outer diameter of the other parts of said needle.
  • At least the lower end of at least one needle is made of a metal with a low melting point below the temperature of the corium or in a metal alloy whose phase diagram has eutectic or peritectic points at a temperature of equivalent temperature below the corium temperature.
  • At least one of the needles comprises only an upper plenum.
  • At least one of the needles may not have lower neutron protection.
  • all the needles do not include lower neutron protection, and the lower neutron protection is integrated into the housing.
  • the lower part of the housing may have an inside diameter smaller than that of the fissile area and be surrounded by a wall of the housing thicker than the one surrounding the fissile zone, thus forming a lower neutron protection.
  • the means for communicating the lower part of the internal space of the housing with the inter-assembly zone comprise, for example, channels passing through the wall of the housing surrounding the lower part and means for closing the channels below a pressure threshold given in the lower part.
  • the sealing means are, for example formed by rupture disks, valves or valves.
  • the upper internal neutron shielding means may be formed by the upper portion of the housing having an inner diameter smaller than that of the fissile area and being surrounded by a wall of the housing thicker than that surrounding the fissile area.
  • the upper internal neutron protection means are integrated in the needles and form the upper end of the needles.
  • the upper internal neutron protection means are arranged above the needles aligned therewith.
  • a fertile material may be integral with the upper internal neutron protection means and be disposed between each needle and the associated internal neutron shielding means.
  • the housing advantageously has on its outer face projections intended to come into contacting the faces of the other enclosures surrounding it to form spacers. Said projections are preferably arranged substantially at the level of the fissile zone.
  • the housing has for example a polygonal section, the outer vertices being advantageously truncated and / or provided with a groove extending over at least a portion of the height of the housing.
  • the present invention also relates to an assembly of an assembly according to the present invention and a corium recuperator
  • the corium recuperator has for example the shape of a jar for collecting the corium flowing from the inside of the housing.
  • the corium recuperator is received in a housing of the housing between the heat carrier and the fissile zone.
  • the passage section between the inner face of the recuperator housing and the outer face of the recuperator is for example substantially equal to the passage section of the supply inlet of the heat transfer assembly.
  • the recuperator is able to pass from a high position in which the coolant flow passage between the feed inlet and the feed outlet is open, at a low position in which the feedthrough coolant flow from the supply inlet to the supply outlet is closed.
  • the corium recuperator can be held in the up position by elastic means, or by fusible retaining tabs.
  • the corium recuperator is disposed below the housing.
  • said corium recuperator may be integral with the assembly, or may be supported by a bed base located below a bed frame supporting the assembly.
  • the corium recuperator comprises a neutron-absorbing material.
  • the present invention also relates to a nuclear reactor comprising a plurality of assemblies, at least one of which is according to the present invention, arranged next to each other and delimiting between them interassembly zones, and coolant circulation pumps in assemblies.
  • the present invention also relates to a nuclear reactor comprising a plurality of assemblies, at least one assembly according to the present invention arranged next to each other and delimiting between them interassembly zones, and coolant circulation pumps in the assemblies.
  • the nuclear reactor is for example of the liquid sodium heat transfer type.
  • FIG. 1 is a schematic longitudinal sectional view of an exemplary embodiment of a fuel assembly according to the present invention
  • FIGS. 2A to 2D show examples of embodiments of fuel needles according to the invention
  • FIG. 3 is a longitudinal sectional view of a plurality of assemblies according to the present invention in the primary phase of an accident
  • FIG. 4 is a cross-sectional view of a set of assemblies according to the invention.
  • FIG. 5 is a view in longitudinal section of another example of an assembly according to the present invention provided with a corium recuperator integrated inside the assembly,
  • FIG. 6 is an exemplary embodiment of a corium recuperator according to the invention.
  • FIGS. 7A-7B and 8A-8B are views of two exemplary embodiments of assembly according to the present invention comprising corium recuperators according to the invention integrated in the assemblies and also forming passive corium confinement systems.
  • FIG. 9 represents a view in longitudinal section of an example of an assembly comprising an assembly and a recuperator disposed under the assembly and integral with the latter according to the present invention,
  • FIG. 10 shows a longitudinal sectional view of another example of an assembly comprising an assembly and a recuperator disposed under the non-integral assembly of the latter according to the present invention.
  • needle denotes a fuel rod comprising at least fissile material used more particularly in fast neutron reactors.
  • FIG. 1 shows an embodiment of an assembly A according to the present invention comprising a housing 2, fuel needles disposed inside the housing 2.
  • the casing 2 has a cylindrical shape with an X-axis hexagonal section intended to be arranged vertically as shown in FIG.
  • the housing 2 has a first lower end 6 through which the coolant enters and an upper end 8 through which the coolant is discharged.
  • the coolant circulates continuously in a closed circuit (not shown) under the action of pumps (not shown), called primary pumps.
  • the circulation of the coolant is shown schematically by the arrows F.
  • the coolant may, for example be liquid sodium in the Na-RNRs.
  • the assembly according to the present invention can be used with other heat-carriers, for example pure substances such as: sulfur (S), lithium (Li), selenium (Se), tin ( Sn), bismuth (Bi), lead (Pb), gallium (Ga) and indium (In), the binary or ternary alloys containing at least one of the above-mentioned pure bodies including sodium (Na) [ for example: bismuth lead (Pb-Bi), lead-potassium (Pb-K), lead manganese (Pb-Mg), sodium lead (Pb-Na), sodium potassium (Na-K) ), and lithium bismuth lead (Pb-Bi-Li)] as well as molten salts (of which one of the pure substances mentioned above, including sodium, enters into the composition) [by way of example: Li 2 BeF 4 , NaF-ZrF 4 , LiF-NaF-KF,
  • the housing 2 delimits an interior space divided into a central portion 10 or fissile portion containing a needle bundle 11, a lower portion 12 between the lower end 12 and the central portion 10, and an upper portion 14 between the central portion 10 and the upper end 8.
  • the inner cross section of the central portion 10 is greater than that of the lower 12 and upper 14 parts.
  • the outer cross section of the housing is substantially constant over its entire height, except at a lower end.
  • the walls 12.1, 14.1 of the lower 12 and upper 14 portions are thicker than the wall surrounding the fissile zone 10.
  • the assembly A is mounted at its lower end, called the assembly foot 16, in a support 17, called a bed base, in which the other assemblies are also mounted.
  • the assembly foot 16 is formed by a portion of the casing 2 of reduced outside diameter.
  • the housing 2 of the assembly comprises channels 18 in the wall 12.1 of the lower part 12 of the housing, these channels 18 being intended to connect the interior volume of the assembly A to the outside of the housing. assembly, called inter-assembly zone.
  • These channels 18 are, in normal operation, closed and open only when the coolant pressure exceeds a given pressure threshold.
  • Passive sealing means are therefore provided in the channels 18.
  • Passive sealing means may be valves, valves or rupture discs that break beyond a given pressure.
  • the passive character ensures opening channels without external order.
  • the channels 18 are advantageously distributed over the entire periphery of the casing of the casing and over the entire height of the lower part of the casing, so as to ensure homogeneous evacuation of the coolant in the direction of the inter-assembly zone 20.
  • channels 18 are advantageously inclined relative to the axis X in the direction of circulation of the coolant, this orientation facilitates the flow towards the inter-assembly zone 20.
  • the diameter of the channels is advantageously chosen substantially equal to the distance between two housings in the inter-assembly zone 20.
  • the ambient pressure in this case takes into account the weight of the sodium column and the pressure in the stack sky.
  • the stack sky is the free volume located in the upper part of the tank, composed of a neutral incondensable gas and allowing to absorb the thermal expansion of the tank during normal, incidental and accidental operation; its pressure in normal operation is of the order of 1 bar.
  • the flow of the interior of the housing 2 outwards is possible since the inter-assembly zone 20 is at a lower pressure than that of the coolant in the lower part of the housing. Indeed, the coolant, in the inter-assembly zone, is not circulating in normal situation; its pressure is only the hydrostatic pressure of the heat transfer column of the reactor block increased by the pressure of the stack sky.
  • This flow is much easier than a coolant flow down the assembly, in particular because of the pressure drop at the bottom of the assembly and the pressure supplied by the pumps at the inlet of the housing.
  • the ratio between the coolant flow rate in the intra-assembly zones and in the inter-assembly zones is set according to the characteristics of the core, the assemblies and the needles as well as according to the different kinetics of degradation specific to each type of accident.
  • this report depends on:
  • the coolant sent between the assemblies is cold since it is located in the zone upstream of the fissile zone 10.
  • the coolant in the housing contains fission products brought by the descent of the corium.
  • the coolant going up the inter-assembly channels, ensures the recovery of these products to deferred neutron signal detectors.
  • FIGS. 2A to 2D examples of embodiments of these protection means, said internal upper neutron protection means, can be seen.
  • the upper internal neutron protection means 22.1 are directly integrated in the needle 11 and form an upper longitudinal end thereof, oriented downstream of the fissile zone.
  • the needle comprises in order from bottom to top a lower plenum 24, a fissile material 26, fertile material 28, an upper plenum 30 and the upper internal neutron protection means 22.1.
  • the upper internal neutron protection means 22.1 also form the upper end of the needle, against the needle does not have fertile material (called “upper axial coverage” or “CAS").
  • the fertile material is disposed in the needles.
  • This may be either disposed at the periphery of the heart, contained in the assemblies forming the outer edges of the heart, which is called radial coverage, in this case the internal assemblies may not contain fertile material, or be positioned in the upper and / or lower parts of the fuel assemblies (referred to as axial covers) as is the case on the assembly of FIG. 2A.
  • the fertile material evolves and allows the transmutation of fertile isotopes into fissile isotopes.
  • the upper internal neutron protection means 22.2 are separated from the needle and arranged above it in alignment therewith.
  • the upper internal neutron protection means 22.2 are associated with the fertile material and in FIG. 2D the upper internal neutron protection means are alone.
  • the assembly comprises a needle beam and a protection beam, each element of the protection beam being substantially aligned with a needle 11.
  • the protections 22.2 are formed by a second type of needle with different geometric characteristics compared to the main needle beam.
  • the positioning in the assembly is for example provided by holding grids.
  • the upper internal neutron protection means 22.1, 22.2 for example in the form of a solid cylinder or with a central hole of small diameter, are not outside the scope of the present invention.
  • the upper internal neutron protection means 22.1, 22.2 are for example made in the same steel as the needle sheaths.
  • the protection means 22.1, 22.2 acting as neutron reflectors they reduce at least proportionally the height of the upper neutron protection in the upper end of the housing.
  • the beam neutron protection means 22.1, 22.2 have a more homogeneous distribution in the housing and are therefore more effective with respect to neutron leakage than the protection formed by the housing. It is understood that higher neutron protection structures formed from a combination of the needles of FIGS. 2A to 2D are not outside the scope of the present invention. For example, both protection in the needle and above the needle can be provided.
  • the lower end of the needles is modified in order to eliminate, or at least reduce, the cold zones that can slow the descent of the corium by gel thereof and is further fused to to facilitate its fusion and facilitate the descent of the corium.
  • FIGS. 2A to 2D an embodiment of the lower end of the needle according to the present invention can also be seen.
  • the presence of a lower fertile material also called lower axial coverage, is reduced or even excluded at the lower end of the needle.
  • the inferior fertile material may be absent from all the needles of the assemblage, or only in some of them.
  • the total or partial absence of inferior fertile material therefore reduces the presence of materials in the lower part of the needle bundle, and therefore the presence of a mass offering a risk of freezing the corium.
  • a reactor core according to an advantageous embodiment of the present invention may comprise a plurality of assemblies according to the present invention, it is possible to provide different assemblies. depending on the presence or absence of inferior fertile material.
  • the lower neutron protection (PNI) is then advantageously integrated in the housing, as shown by the extra thickness of the wall of the housing 2 and as described above. The amount of structures at the lower end of the needle is therefore greatly reduced.
  • the height of the lower part of the casing forming the lower neutron protection PNI is chosen as a function of the reflectivity that is sought to obtain.
  • the hydraulic diameter of the channel 23 in the lower part 12 of the housing is advantageously substantially equal to that of the coolant supply windows 31 formed in the foot 16.
  • the windows 31 are lateral in the example shown.
  • This diameter allows all downward movements of corium, without causing freezing of the corium gel or jamming of corium debris. Indeed, the progression of the corium downwards is rather packets and freezes mass in contact with sodium to form debris.
  • these rapidly cooling debris can fragment (liquid / solid density variation) and form smaller sized debris whose diameter remains small in front of the passage section at the level of the lower neutron protections (NIP). housing.
  • the metal or metal alloy forming the lower end of the sheath of the needle is advantageously chosen so as to offer either a lower sheath thickness in order to have less thermal inertia, or a melting point (solidus temperature). lower or having eutectic or peritectic points at low temperature in its phase diagram, and lower than the temperature of other materials composing the other parts of the needle cladding if necessary, in order to have less resistance to progression corium.
  • the desired fusibility temperature for the region of the ducts of the lower plenums is of the order of 1300 K.
  • the needles comprise a lower plenum 24. It is then expected to weaken the lower plenum, so as to make its melting easier.
  • An embodiment of the lower plenum 24 can be seen in the present invention. This has an outside diameter less than the diameter of the needle sheath in the fissile zone and the upper plenum 30, while maintaining an identical sheath thickness. This reduction in diameter, in addition to reducing the amount of material to be melted, makes it possible to increase the cross section of the coolant between the needles at the level of the lower plenums 24.
  • the outer diameter of the needles at the level of the lower plenums can be reduced from 10% to 40% compared to that defined in the fissile area of the needles.
  • all the needles or only a part of them does not include (s) no lower plenum.
  • the amount of material to melt and can hinder the advance of the corium becomes zero.
  • needles whose sheaths are formed of several materials.
  • a first material is selected for the needle sheaths in the fissile and upper portions, and a second material for the lower portion covering the lower end of the needle, for example forming the lower plenum.
  • the fact of having a material at the lower end of the needles whose melting occurs at a lower temperature than the upper part of the needle is not a problem in normal operation, since this material is positioned in a cold region; which ensures a large margin for the merger in normal operation.
  • the favored detachment of the lower plenums makes it possible to simultaneously unhook the holding grid (not shown) in which the lower plenums of a needle beam are mounted just below the bottom of the fissile zone 10.
  • the detachment of this structure frees the passage section of the housing, facilitating the propagation of the corium downwards.
  • cylindrical geometry of the lower plenums further promotes their fusion or thermal embrittlement.
  • the assemblies A are particularly between the housings 2 spacers 34 shown in Figure 4, for keeping open the inter-assembly channels, this, regardless of the operating conditions. Thanks to the spacers 34, the descent of the corium is further favored. Indeed, the inter-assembly channels 20 allow the circulation of the coolant via the exhaust channels 18, when open in accident situation, which promotes the descent of the corium.
  • the spacers 34 are disposed at the fissile areas 10 of the assemblies A, where the radial swelling of the housing is the most important. These spacers prevent or, at least reduce, the risk of closures of inter-assembly channels.
  • the shape and dimensions of the spacers 34 are chosen as a function of the desired coolant flow rate.
  • recessed grooves are formed in the corners along the entire length of the fissile zone of the housings, which delimits a channel of larger section.
  • the characteristics of the needles according to the invention described above may relate to all the needles of the bundle of the assembly or only a part of them. Therefore, the needles of the same assembly are not necessarily identical in their shape and composition.
  • the assembly according to the present invention may also comprise an individual corium recuperator located inside the housing at a lower end of the assembly or below it.
  • the reactor comprises a plurality of recuperators each associated with an assembly, each recuperator then being intended to recover the corium of the assembly with which it is associated.
  • the recuperator also called ashtray, is shaped like a jar and is intended to recover everything or part of the corium resulting from the internal degradation of the assembly.
  • the recuperator 38 is housed in the casing 2 between the assembly foot 7 provided with the coolant supply windows 31 and the zone provided with the exhaust ducts 18.
  • the housing 2 comprises a housing 40 located between the lower neutron protection and the arrival end of the coolant.
  • the recuperator 38 is fixed in the housing 40, for example by means of fastening lugs (not shown), the arrangement and shape of which minimize their action on the flow of the coolant.
  • the recuperator 38 has the shape of a jar whose shape of the section substantially corresponds to the section of the housing, i.e. hexagonal or circular.
  • the jar thus comprises a bottom 42, a side wall 44 and an upper end 46 through which the corium will enter the jar.
  • the passage section 47 between the wall 44 of the recuperator and the wall of the housing 40 of the housing 2 is advantageously dimensioned so that it corresponds to that upstream and downstream of the housing 40, in order to limit disturbances to normal operation. of the reactor.
  • the bottom 42 of the jar has a flared profile, as well as the part of the corresponding housing 40 to limit the pressure losses.
  • connection 48 between the housing 40 and the zone provided with the ducts has lateral walls inclined in the direction of the X axis, reducing the pressure losses and channeling the coolant at the outlet of the housing 40.
  • the height of the recuperator 38 and therefore its volume are chosen according to the amount of corium that may form during the degradation of the assembly, and the thickness of the recuperator 38 is determined to retain the corium mass.
  • the amount of corium that can contain the recuperator depends on the neutron aspects, to ensure that for each of the expected accident scenarios, the mass of corium contained in the recuperator can not become critical.
  • fins are provided on the outer surface of the recuperator 38, which increases the heat exchange with the coolant.
  • the recuperator 38 a material having a certain porosity for the circulation of coolant vapor from outside to inside the housing. This porosity, however, is such that it does not alter the confinement of the corium.
  • the recuperator comprises a neutron-absorbing material 50, which makes it possible to reduce or even to avoid the risks of criticality.
  • this material may be disposed in the bottom of the recuperator as shown in Figure 5, for example in the form of beads or powder.
  • the recuperator containing a neutron-absorbing material 50 may comprise a cover 52 closing the inlet of the recuperator, as shown in FIG. 5.
  • This cover 52 is fusible and will not oppose the entry of the corium.
  • This cover makes it possible to avoid neutrophilic material rising by a coolant flow towards the assembly, which could form local plugs between the needles, and lead to a deterioration of the cooling likely to cause local fusions.
  • the cover can be replaced by a filter or grid type element.
  • the holes of these are chosen sufficiently small in front of the triangular needles. This avoids, in case of training, a piece of neutron material gets stuck in the needle beam mainly, especially in the fissile area and generate a local cooling fault that could lead to a degradation mechanism, ie hot-spot formation, mechanical or thermal breakage of the sheath, ...
  • inert incondensable gas which may be identical to that of the plenum or plenums of the needles, the pressure of which is in agreement with the hydraulic pressure of the coolant at the inlet of the housing, so as to avoid an inadvertent rupture of the cover 52.
  • the neutron-absorbing material in the form of a sheath covering the inner face of the wall of the recuperator. This sheath is covered with a metal envelope.
  • This sheath and this envelope also form a barrier that delays the melting. Moreover, this sheath does not interfere with the flow of corium debris into the recuperator.
  • the material is then received in a cylindrical envelope 55. This embodiment makes it possible not to close the recuperator.
  • This embodiment has the advantage of distributing the neutron absorbing material uniformly over the entire height of the recuperator.
  • the recuperator is used to effect confinement of the corium inside the housing, these variant embodiments are shown in FIGS. 7A-7B and 8A-8B.
  • the recuperator forms the shutter and the lower end of the housing 40 forms the valve seat.
  • a resilient means 54 is provided between the bottom of the foot assembly 16 and the bottom of the recuperator 38 exerting an upward force on the recuperator 38.
  • the recuperator 38 with the neutron-absorbing material 50 does not contain any corium, the latter is held in the high position, by the spring 54, spaced from the lower end of the housing 40.
  • the recuperator is in normal operation, maintained in the high position by tabs 56 connecting the upper part of the recuperator to the upper part of the housing 40.
  • tabs 56 are intended to break, under the combined effect of weight of the corium in the recuperator and their fusion in contact with the corium.
  • the tabs may be in a low melting point material or in an alloy that has eutectic or peritectic points to facilitate breaking in the presence of corium.
  • FIG. 9 shows another embodiment of an assembly consisting of an assembly and a recuperator, in which the recuperator is disposed outside the housing below the latter, more particularly in below the coolant supply, and integral with 1 assembly.
  • the recuperator 38 is fixed below the casing 2, below the heat-transfer feed windows 31 of the assembly, ie below the bed base 17.
  • the recuperator 38 forms a downward extension of the foot of the assembly 16.
  • recuperator 38 is constantly bathed in the coolant "cold" CF, the cooling corium after the accident is favored.
  • the recuperator may contain a neutron-absorbing material 50 as in the preceding examples, the characteristics relating to this material, and its configuration in the recuperator 38 also apply for this recuperator.
  • recuperator 38 ' is disposed below the foot of the assembly 16, however it is not secured to it, but is supported by a second bed base 58 disposed below the support base 17 of the assemblies.
  • the second frame 58 supports 38 'recuperators of all assemblies.
  • the lower longitudinal end of the foot of the assembly 16 is closed by a plate 60, the coolant returning through the side windows 31. It is expected that the plate 60 is fuse, so that it does not interfere the flow of the corium in the recuperator 38 '.
  • the plate 60 may advantageously be concave in order to be able to contain the corium debris and thus promote its fusion.
  • recuperator 38 is permanently immersed in the cold coolant CF, which is favorable for the cooling of the corium after the accident.
  • the diameter of the recuperator is not limited by the diameter of the foot of the assembly, it can then have a larger diameter, making safer collection of the corium.
  • the neutron-absorbing material 50 for example in the form of a bar on the shutter plate 60 of the foot of the assembly 16, inside thereof.
  • the bar then falls into the recuperator with the corium, when the plate 60 is detached from the assembly foot 16. This makes it possible to make it easier to ascertain the effectiveness of the neutron-absorbing material throughout the life of the reactor.
  • the recuperator is attached to the second bed base and remains in position under the heart during the entire life of the reactor, between 40 years and 60 years.
  • the neutron-absorbing material is integral with the recuperator, it is necessary to verify that its neutrophage properties are not altered in time either under the effect of aging or under the effect of ambient irradiation in the heart. Whereas, in the case where the material is integral with the assembly, since the assembly is handled several times during the life of the reactor (removed, changed, moved into the heart), it is easier to evaluate the effectiveness of the neutron-absorbing material.
  • the assembly of Figure 9 also has this advantage, since the material being fixed in extension of the assembly, it can be verified during the handling of the assembly.
  • the present invention also relates to a reactor comprising at least one assembly according to the present invention, advantageously several arranged next to each other, and supported by the bed base 17. It is understood that the assemblies are not necessarily identical. They may in particular be of different structure and of different composition, for example in terms of number and type of needle.
  • Figure 3 shows three assemblies in an accident state.
  • the assembly A shown in FIG. 1 is in a normal operating state.
  • the needles 11 are intact, the coolant flows from bottom to top through the assembly A inside the housing 2 and removes the heat emitted by the needles 11.
  • this plug 62 prevents the coolant from emerging from the assembly A upwards.
  • the primary pumps continue to operate, the coolant pressure in the lower part of the assembly increases. When this pressure exceeds a given threshold, the channels 18 open. The coolant then flows from the inside of the assembly to the inter-assembly zone 20.
  • the coolant circulation is restored, the coolant carries with it fission products which will be detected by the delayed neutron detection devices.
  • This circulation also ensures cooling of the outer surfaces of the housings 2.
  • the coolant pressure in the lower part of the assembly A drops, facilitating the descent of the corium C, the corium is no longer driven to the top of the assembly.
  • the corium C comes into contact with the lower plenum 24 fuse, its fusion is favored.
  • the corium continues its descent, no element hinders its descent, i.e. no element causes a "freeze" of it may cause a lower plug.
  • the corium C reaches the lower part of the assembly A.
  • the latter comprises a corium recuperator 38 or 38 'as shown in FIGS. 5, 7A to 10
  • the corium fills the recuperator.
  • the recuperator 38 filled with corium goes down and isolates the corium in the casing 2.
  • the corium has therefore been removed from the fissile zones of the adjacent assemblies, the radial propagation of the incident has been avoided thanks to the present invention.
  • the fact of integrating individually corium recuperators in tanks associated with each of the assemblies of the core, instead of a recuperator common to all the assemblies of the heart, allows to individualize the recovery of the corium.
  • a division of the critical mass is thus made.
  • the criticality risks are further removed by a mechanism of dilution and mixing of the fissile material with the neutron-absorbing and / or absorption of neutrons, which adds to the mechanism of division of the critical mass.
  • the assembly according to the present invention is particularly suitable for the realization of sodium-fast fast neutron nuclear reactors.

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Abstract

Assemblage de combustible nucléaire comportant: - un boîtier (2) délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale (10), dite zone fissile dans lequel est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire (11), une partie supérieure (14) et une partie inférieure (12), - une extrémité inférieure comportant une entrée d'alimentation en caloporteur, - une extrémité supérieure comportant une sortie d'évacuation du caloporteur, - les aiguilles du faisceau d'aiguilles comportant un plénum supérieur et/ou un plénum inférieur, - des moyens (18) de mise en communication de la partie inférieure (12) de l'espace intérieur du boîtier avec la zone (20) entourant l'assemblage, dite zone interassemblage à travers la paroi du boîtier (2), ces moyens étant obturés en-dessous d'un seuil de pression donné dans la partie intérieure et - des moyens de protection neutronique supérieure (22.1) internes au boîtier (2).

Description

ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET REACTEUR NUCLEAIRE COMPORTANT DE TELS
ASSEMBLAGES
DESCRIPTION
5 DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTÉRIEUR
La présente invention se rapporte à un assemblage pour réacteur nucléaire et à un réacteur nucléaire comportant au moins un tel assemblage, plus particulièrement un réacteur à neutrons rapides de la
10 Génération IV à caloporteur sodium désigné également GEN-IV RNR-Na.
De manière générale, on cherche constamment à améliorer la sécurité de fonctionnement des réacteurs nucléaires et également à limiter les risques de
15 propagation en cas d'accident.
Un réacteur nucléaire comporte une enceinte de confinement dans laquelle est disposé le cœur du réacteur, ce cœur comportant des assemblages de combustible juxtaposés.
20 Un assemblage a une forme cylindrique, par exemple à section hexagonale et comporte un boîtier dans lequel sont disposés des aiguilles de combustibles. Chaque aiguille est constitué d'une enveloppe appelée gaine dans laquelle sont empilées des
25 pastilles de combustible. L'aiguille forme un confinement étanche pour les pastilles. La gaine et le boîtier sont métalliques. L'aiguille comporte essentiellement trois zones : une zone centrale, dite zone fissile, où est situé le combustible, une zone
30 supérieure comportant éventuellement un plénum supérieur et une zone inférieure comportant éventuellement un plénum inférieur.
Une aiguille comporte un plénum inférieur et/ou un plénum supérieur, le ou les plenum(s) permet (tent) d'absorber la formation des produits de fission générer dans le temps dans la zone fissile. En l'absence de plénum, la génération des produits de fission aurait pour conséquence de déformer la gaine dans la zone fissile et donc de compromettre la circulation du caloporteur.
Dans chaque assemblage, circule un caloporteur entre les aiguilles pour évacuer l'énergie thermique produite par le combustible. Cette énergie est ensuite convertie en énergie électrique. Dans le cas des GEN-IV RNR-Na, le caloporteur est du sodium fondu. Le caloporteur extrait la chaleur pour la convertir et, de fait refroidit l'assemblage, évitant son échauffement .
Le caloporteur circule en circuit fermé du bas de l'assemblage vers le haut de l'assemblage grâce à des pompes. Un ou des échangeurs thermiques sont prévus en sortie de l'assemblage pour extraire les calories du caloporteur.
Un des cas d'accidents envisagés est la fusion thermique d'un ou plusieurs assemblages, du fait par exemple d'un problème de refroidissement, puis l'extension de cette dégradation à l'ensemble du cœur actif. On cherche à éviter la propagation de cette fusion à tout le cœur actif, i.e. aux assemblages adjacents, qui pourrait aboutir à une destruction de l'enveloppe du réacteur, voire de l'enceinte de confinement du réacteur.
Ce scénario d'accident comporte trois phases:
- une phase primaire lors de laquelle un mécanisme de dégradation interne des assemblages de combustible du cœur a lieu, cette dégradation survient du fait de la fusion des gaines, de l'effondrement des pastilles, de l'extension de la cavité sur la zone fissile des assemblages.
Cette fusion d'un ou de plusieurs assemblages conduit rapidement à la formation de bains liquides bouillants de corium confinés dans des cavités plus ou moins étanches, avec relocalisations des matériaux fondus en parties haute et basse de l'assemblage.
On définit le corium comme étant un amas de combustibles et d'éléments de structure du cœur d'un réacteur nucléaire fondus et mélangés, pouvant se former en cas d'accident,
- une phase de transition avec la propagation latérale du corium qui survient du fait de la fusion des boîtiers d'assemblages, propageant ainsi la fusion aux assemblages adjacents. On parle alors d'un mécanisme dit « de contamination » entre les assemblages,
- une phase secondaire, lorsque cette contamination s'étend à l'ensemble des assemblages fissiles du cœur, avec la formation d'un bain généralisé .
Durant cette phase de l'accident, la compaction et la re-compaction de la matière fissile peuvent conduire à des excursions de puissance fortement énergétiques, qui peuvent à terme compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur.
L'initiation de la fusion d'un assemblage peut avoir plusieurs causes, par exemple :
- il peut s'agir d'une défaillance de l'alimentation en sodium des assemblages. Dans un cas général, avec la perte des pompes primaires assurant la circulation du sodium dans les assemblages sans chute de barres de contrôle. Dans un cas local, avec un défaut d'alimentation dans un assemblage (cet accident est appelé accident local de Bouchage Total Instantané ou plus simplement BTI),
- il peut s'agir d'une élévation anormale de la température dans l'assemblage mais avec un fonctionnement normal des pompes primaires, par exemple par retrait intempestif des barres de contrôle, par perte du refroidissement secondaire, par un passage de bulles de gaz dans le cœur.
Dans le cas de défaut d'alimentation, il survient au début une vaporisation du sodium sur toute la hauteur fissile et un assèchement des gaines, puis la fusion des gaines qui se caractérise principalement par une coulée en chandelle de l'acier qui se gèle en masse dès qu'il entre en contact avec des structures plus froides. Très rapidement, l'accumulation de cet acier « gelé » forme un creuset métallique dense. La mobilité de ce creuset est alors assujettie à un mécanisme de fusions successives des gaines jusquxà atteindre le bas de la colonne fissile. Durant cette phase dite «de dégainage», un bouchon supérieur se forme partiellement. Il provient des phénomènes d'interaction entre l'acier fondu et le sodium, et un entraînement vers le haut de l'acier fondu par la vapeur de sodium. Ce bouchon suit alors le front supérieur de fusion des gaines.
Inversement, dans le cas d'une élévation anormale de la température, l'alimentation en sodium des assemblages n'est pas interrompue, il en résulte que les phénomènes d'interaction entre l'acier fondu et le sodium sont plus importants et plus continus.
Le mécanisme d' entraînement de l'acier fondu vers le haut par la vapeur de sodium est alors plus efficace.
La formation progressive de ce bouchon supérieur se traduit par une diminution de l'alimentation en sodium dans l'assemblage jusqu'à son annulation puisque le sodium ne peut plus ou difficilement s'évacuer par le haut.
La pression dans la zone sous le bouchon supérieur, tend alors à atteindre des valeurs comparables à la pression de relevage des pompes primaires .
Le dénoyage de l'assemblage se fait alors principalement par le bas .
Dans la suite du scénario, l'effondrement des pastilles de combustible tend à former une cavité dont l'extension axiale couvre progressivement la hauteur de la colonne fissile. L' amoncèlement des débris de combustible dans le bas de la colonne fissile associé à une partie de l'acier fondu des gaines conditionne la formation du bouchon inférieur. Le cheminement du corium est incontrôlable.
Un tel comportement peut à terme compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur. II peut également compromettre la tenue mécanique de l'enceinte de confinement du bloc réacteur.
Il se pose alors le problème de contrôler le cheminement du corium.
Le but de la présente invention est donc d'offrir un réacteur et une structure d'assemblage plus sûrs permettant de limiter la propagation radiale du corium en cas d'incident, de favoriser l'écoulement du corium vers le fond du réacteur et de réduire les risques de criticité. EXPOSÉ DE L' INVENTION
Le but précédemment énoncé est atteint par un assemblage de combustible nucléaire comportant des moyens pour limiter la remontée du corium dans l'assemblage et éviter son accumulation au niveau de la zone fissile, réduisant ainsi les risques de propagation radiale du corium, tout en assurant la circulation du sodium, même de manière dégradée, à travers une partie de l'assemblage.
Pour cela, on favorise la formation d'un bouchon dans la partie supérieure de l'assemblage au dessus de la zone fissile et on prévoit des communications entre l'intérieur de l'assemblage et les zones inter-assemblages dans la parie inférieure de 1 ' assemblage . La formation d'un bouchon supérieur au dessus de la colonne fissile, limite la remontée du corium dans l'assemblage.
La mise en communication de l'intérieur de l'assemblage vers les zones inter-assemblages permet une évacuation du caloporteur, ce qui limite les risques de remontée du corium sous l'action du caloporteur sous pression. De plus, cette mise en communication permet au caloporteur de continuer à circuler le long de l'assemblage à l'extérieur de celui-ci et à évacuer de la chaleur de la zone de fusion .
De manière particulièrement avantageuse, on facilite en plus l'évacuation du corium vers le bas de l'assemblage pour éloigner le corium de la zone fissile des assemblages, afin d'écarter cette matière fondue des assemblages adjacents et éviter la propagation du corium aux assemblages adjacents. Pour cela, on fragilise les zones inférieures des aiguilles. Les moyens mis en œuvre sont passifs et ne nécessitent aucune commande extérieure.
Grâce à ce mode de réalisation particulièrement avantageux, on améliore le contrôle en situation accidentelle du cheminement du corium vers le bas à l'intérieur de chaque assemblage combustible.
La fragilisation de la partie inférieure des aiguilles permet de faciliter la propagation du corium vers le bas. Le phénomène de descente du corium est avantageusement favorisé en éliminant la présence de matériaux fortement inertiels, par exemple en éliminant la couverture axiale inférieure ou « CAI » (i.e. la présence de pastilles fertiles en partie basse du faisceau d'aiguilles).
Dans un autre exemple, on supprime la protection neutronique inférieure en faisceau d'aiguilles, susceptibles de geler en paroi le corium, ce qui pourrait empêcher une descente du corium.
Dans un autre exemple encore, on réduit le diamètre des extrémités inférieures des aiguilles pour limiter la quantité de matière et en situation accidentelle faciliter l'accumulation des matériaux fondus .
Grâce à l'invention, dans le cadre des accidents sévères de fusion de cœur, on évite une extension radiale des dégradations locales : passage de la phase primaire à la phase de transition, vers la formation d'un bain de corium généralisé, confiné dans une cavité étendue sur la partie active du cœur.
On évite ainsi la survenue de la phase secondaire, lors de laquelle les risques de compaction/re-compaction de la matière fissile ne sont pas à écarter.
On évite ainsi de compromettre la tenue mécanique de la cuve du réacteur, voire de l'enceinte de confinement du bloc réacteur pouvant apparaître en cas de criticité/re-criticité, les excursions de puissance associées peuvent alors être fortement énergétiques .
De manière avantageuse, lorsqu'une fusion au niveau d'un assemblage a commencé, on favorise celle-ci dans la direction axiale vers le bas, afin de faciliter l'évacuation du corium de sorte à l'éloigner des zones fissiles des autres assemblages et éviter la propagation radiale du corium.
Pour cela, on facilite le gel du corium dans l'extrémité supérieure du boîtier, on fragilise les structures inférieures pour faciliter la descente du corium et réduire les risques de formation du bouchon inférieur.
Avantageusement, un récupérateur associé à chaque assemblage est prévu dans la zone inférieure de l'assemblage pour récupérer le corium. Le récupérateur permet de diminuer le risque de criticité. Avantageusement, ce récupérateur peut comporter un matériau neutrophage.
La présente invention a principalement pour objet un assemblage de combustible nucléaire comportant :
- un boîtier délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale, dite zone fissile dans laquelle est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire, une partie supérieure et une partie inférieure,
- une extrémité inférieure comportant une entrée d'alimentation en caloporteur,
- une extrémité supérieure comportant une sortie d'évacuation du caloporteur,
- les aiguilles du faisceau d'aiguilles comportant un plénum supérieur et/ou un plénum inférieur,
- des moyens de mise en communication de la partie inférieure de l'espace intérieur du boîtier avec la zone entourant l'assemblage, dite zone inter¬ assemblages à travers la paroi du boîtier, et
- des moyens de protection neutronique supérieure disposés à l'intérieur du boîtier, dits moyens de protection neutronique supérieure internes.
De manière avantageuse, au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de matériau fertile au niveau de son extrémité inférieure.
De manière également avantageuse l'extrémité inférieure d'au moins une des aiguilles présente un diamètre réduit par rapport au diamètre extérieur des autres parties de ladite aiguille.
On peut prévoir qu'au moins l'extrémité inférieure d'au moins une aiguille soit réalisée en métal à bas point de fusion inférieure à la température du corium ou dans un alliage métallique dont le diagramme de phases présente des points eutectiques ou péritectiques à une température équivalente inférieure à la température du corium.
Dans un exemple de réalisation, au moins l'une des aiguilles comporte uniquement un plénum supérieur .
Au moins l'une des aiguilles peut ne pas comporter pas de protection neutronique inférieure. De manière avantageuse, toutes les aiguilles ne comportent pas de protection neutronique inférieure, et la protection neutronique inférieure est intégrée au boîtier .
La partie inférieure du boîtier peut comporter un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile et être entourée par une paroi du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile, formant ainsi une protection neutronique inférieure.
Les moyens de mise en communication de la partie inférieure de l'espace intérieur du boîtier avec la zone inter-assemblages comportent par exemple des canaux traversant la paroi du boîtier entourant la partie inférieure et des moyens d' obturation des canaux en dessous d'un seuil de pression donné dans la partie inférieure. Les moyens d'obturation sont, par exemple formés par des disques de rupture, des soupapes ou des clapets .
Les moyens de protection neutronique supérieure internes peuvent être formés par la partie supérieure du boîtier comportant un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile et étant entourée par une paroi du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile.
Dans un exemple de réalisation, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont intégrés dans les aiguilles et forment l'extrémité supérieure des aiguilles.
Dans un autre exemple de réalisation, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont disposés au dessus des aiguilles alignés avec ceux-ci.
Un matériau fertile peut être solidaire des moyens de protection neutronique supérieure internes et être disposé entre chaque aiguille et les moyens de protection neutronique internes associées.
Le boîtier comporte avantageusement sur sa face extérieure des saillies destinées à venir en contact des faces des autres boîtiers l'entourant pour former des entretoises. Lesdites saillies sont de préférence disposées sensiblement au niveau de la zone fissile .
Le boîtier présente par exemple une section polygonale, les sommets extérieures étant avantageusement tronqués et/ou munis d'une rainure s' étendant sur au moins une partie de la hauteur du boîtier .
La présente invention a également pour objet un ensemble d'un assemblage selon la présente invention et d'un récupérateur de corium
Le récupérateur de corium a par exemple la forme d'une jarre destinée à collecter le corium s' écoulant de l'intérieur du boîtier.
Dans un mode de réalisation, le récupérateur de corium est reçu dans un logement du boîtier entre l'alimentation en caloporteur et la zone fissile .
La section de passage entre la face intérieure du logement du récupérateur et la face extérieure du récupérateur est par exemple sensiblement égale à la section de passage de l'entrée d'alimentation de l'assemblage en caloporteur.
Dans un exemple avantageux, le récupérateur est apte à passer d'une position haute dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation à la sortie d'alimentation est ouvert, à une position basse dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation à la sortie d'alimentation est fermé. Le récupérateur de corium peut être maintenu en position haute par un moyen élastique, ou par des pattes de maintien fusibles.
Dans un autre mode de réalisation, le récupérateur de corium est disposé en dessous du boîtier. Par exemple, ledit récupérateur de corium peut être solidaire de l'assemblage, ou peut être supporté par un sommier situé en dessous d'un sommier supportant 1 ' assemblage .
Avantageusement, le récupérateur de corium comporte un matériau neutrophage.
La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblage, dont au moins un est selon la présente invention, disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages, et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages .
La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblages, dont au moins un ensemble selon la présente invention disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages, et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages.
Le réacteur nucléaire est par exemple du type à caloporteur sodium liquide. 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 en coupe longitudinale schématique d'un exemple de réalisation d'un assemblage de combustible selon la présente invention,
- les figures 2A à 2D représentent des exemples de réalisations d'aiguilles de combustible selon l'invention,
- la figure 3 est une vue en coupe longitudinale de plusieurs assemblages selon la présente invention en phase primaire d'accident,
- la figure 4 est une vue en coupe transversale d'un ensemble d'assemblages selon 1 ' invention,
- la figure 5 est une vue en coupe longitudinale d'un autre exemple d'un assemblage selon la présente invention muni d'un récupérateur de corium intégré à l'intérieur de l'assemblage,
- la figure 6 est un exemple de réalisation d'un récupérateur de corium selon l'invention,
- les figures 7A-7B et 8A-8B sont des vues de deux exemples de réalisation d'assemblage selon la présente invention comportant des récupérateurs de corium selon l'invention intégrés dans les assemblages et formant également des systèmes de mise en confinement passifs du corium dans les boîtiers d'assemblage, - la figure 9 représente une vue en coupe longitudinale d'un exemple d'un ensemble comportant un assemblage et un récupérateur disposé sous l'assemblage et solidaire de ce dernier selon la présente invention,
- la figure 10 représente une vue en coupe longitudinale d'un autre exemple d'une ensemble comportant un assemblage et un récupérateur disposé sous l'assemblage non solidaire de ce dernier selon la présente invention. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
Dans la présente description, le terme « aiguille » désigne un crayon combustible comportant au moins de la matière fissile utilisé plus particulièrement dans les réacteurs à neutrons rapides.
Sur la figure 1, on peut voir un exemple de réalisation d'un assemblage A selon la présente invention comportant un boîtier 2, des aiguilles de combustibles disposées à l'intérieur du boîtier 2.
Dans l'exemple représenté, le boîtier 2 a une forme cylindrique à section hexagonale d'axe X destiné à être disposé selon la verticale comme cela est représenté sur la figure 1.
Il est bien entendu qu'un assemblage dont le boîtier est une forme cylindrique à section circulaire ne sort pas du cadre de la présente invention .
Le boîtier 2 comporte une première extrémité inférieure 6, par laquelle le caloporteur pénètre et une extrémité supérieure 8 par laquelle le caloporteur est évacué. Le caloporteur circule en continu dans un circuit fermé (non représenté) sous l'action de pompes (non représentées), dite pompes primaires. La circulation du caloporteur est schématisée par les flèches F.
Le caloporteur peut, par exemple être du sodium liquide dans les RNR-Na . Cependant l'assemblage selon la présente invention peut être mis en œuvre avec d'autres caloporteurs , comme par exemple les corps purs tels que : le souffre (S) , le lithium (Li) , le sélénium (Se), l'étain (Sn) , le bismuth (Bi) , le plomb (Pb) , le gallium (Ga) et l'indium (In), les alliage binaire ou ternaire comportant au moins un des corps pur cités précédemment y compris le sodium (Na) [à titre d'exemple : le plomb bismuth (Pb-Bi) , le plomb- potassium (Pb-K) , le plomb manganèse (Pb-Mg) , le plomb sodium (Pb-Na) , le sodium potassium (Na-K) , et le plomb bismuth lithium (Pb-Bi-Li) ] ainsi que les sels fondus (dont un des corps purs cités précédemment, y compris le sodium, entre dans la composition) [à titre d'exemple : Li2BeF4, NaF-ZrF4, LiF-NaF-KF, LiF-RbF, LiF- BeF2, NaF-BeF2, NaF-ZrF4, NaF-KF-ZrF4, NaF-NaBF4, RbF- PbBF4 et le NaBF4] . D'autres sels fondus, comme le KF- KBF4, NBF4 ou le RbF4 sont envisageables.
Le boîtier 2 délimite un espace intérieur divisé en une partie centrale 10 ou partie fissile contenant un faisceau d'aiguilles 11, une partie inférieure 12 entre l'extrémité inférieure 12 et la partie centrale 10, et une partie supérieure 14 entre la partie centrale 10 et l'extrémité supérieure 8. Dans l'exemple représenté, la section transversale intérieure de la partie centrale 10 est supérieure à celles des parties inférieure 12 et supérieure 14. Par contre, la section transversale extérieure du boîtier est sensiblement constante sur toute sa hauteur, sauf au niveau d'une extrémité inférieure. Par conséquent, les parois 12.1, 14.1 des parties inférieure 12 et supérieure 14 sont plus épaisses que la paroi entourant la zone fissile 10. Ces variations d'épaisseur de paroi forment des protections neutroniques en boîtier supérieure PNS et inférieure PNI respectivement.
L'assemblage A est monté par son extrémité inférieure, appelé pied d'assemblage 16, dans un support 17, appelé sommier, dans lequel les autres assemblages sont également montés.
Le pied d'assemblage 16 est formé par une portion du boîtier 2 de diamètre extérieur réduit.
Selon la présente invention, le boîtier 2 de l'assemblage comporte des canaux 18 dans la paroi 12.1 de la partie inférieure 12 du boîtier, ces canaux 18 étant destinés à raccorder le volume intérieur de l'assemblage A à l'extérieur 20 de l'assemblage, appelé zone inter-assemblages .
Ces canaux 18 sont, en situation de fonctionnement normal, fermés et ne s'ouvrent que lorsque la pression du caloporteur dépasse un seuil de pression donné.
Des moyens d'obturation passifs (non représentés) sont donc prévus dans les canaux 18. Il peut s'agir de clapets, de soupapes ou de disques de rupture qui rompent au-delà d'une pression donnée.
Le caractère passif assure une ouverture des canaux sans ordre extérieur.
II est à noter que la fusion d'un assemblage peut commencer sans qu'elle soit détectée immédiatement. Par conséquent, un fonctionnement autonome des moyens de sécurité, plus particulièrement des moyens pour mitiger la fusion d'un assemblage, est recherché.
Les canaux 18 sont avantageusement répartis sur toute la périphérie de l'enveloppe du boîtier et sur toute la hauteur de la partie inférieure du boîtier, de sorte à assurer une évacuation homogène du caloporteur en direction de la zone inter-assemblages 20.
De plus, les canaux 18 sont avantageusement inclinés par rapport à l'axe X dans le sens de circulation du caloporteur, cette orientation facilite l'écoulement vers la zone inter-assemblages 20.
Par ailleurs, le diamètre des canaux est avantageusement choisi sensiblement égal à la distance entre deux boîtiers dans la zone inter-assemblage 20.
A titre d'exemple, nous allons déterminer un nombre de canaux 18 adapté à un fonctionnement dégradé du réacteur.
Globalement et pour l'ensemble des RNR-Na, le sodium entre par le bas de l'assemblage à environ 400°C et après avoir été chauffé par le combustible, sort à 550°C. Son échauffement le long de la colonne fissile est d'environ de 150°C. Cette température est telle que l'on est écarté de l'état d'ébullition d'environ 330°C, par rapport à la pression ambiante au-dessus du faisceau aiguilles combustible, puisqu'on ne veut pas que le sodium bout.
La pression ambiante dans ce cas tient ici compte du poids de la colonne de sodium et de la pression dans le ciel de pile. Le ciel de pile est le volume libre situé dans la partie supérieure de la cuve, composé d'un gaz incondensable neutre et permettant d'absorber les dilatations thermiques de la cuve en fonctionnement normal, incidentel et accidentel ; sa pression en fonctionnement normal est de l'ordre de 1 bar.
Si l'on tolère un défaut d'alimentation de
10% par assemblage en fonctionnement nominal, correspondant au débit sodium pouvant être transféré dans les espaces inter-assemblages en cas d'ouverture intempestive des canaux 18 de communication intra-inter assemblage et à l'écoulement du sodium de l'intérieur de l'assemblage vers la zone inter-assemblages, à puissance constante, 1 ' échauffement du sodium le long de la colonne fissile est augmenté de 10%. Cette augmentation correspond par rapport aux caractéristiques citées préalablement à une température de sortie sodium de 165°C. Dans ces conditions, la marge à l'ébullition est réduite à 315°C. On se rapproche donc de la température à laquelle le sodium se met à bouillir. Cette marge reste cependant suffisante pour éviter toute ébullition. En première approximation, si on suppose que les débits sont proportionnels à la section de passage (on néglige les frottements fluide/structure et les pertes de charges aux singularités géométriques) , le nombre de trous requis serait d'environ 30 à 40 pour un assemblage dont les caractéristiques géométriques sont proches de celles définies dans le réacteur PHENIX Le diamètre des trous est alors de l'ordre de 3mm.
L'écoulement de l'intérieur du boîtier 2 vers l'extérieur est possible puisque la zone inter- assemblages 20 est à une pression inférieure à celle du caloporteur dans la partie inférieure du boîtier. En effet, le caloporteur, dans la zone inter-assemblages , est non circulant en situation normale ; sa pression est uniquement la pression hydrostatique de la colonne caloporteur du bloc réacteur augmentée de la pression du ciel de pile.
Cet écoulement est beaucoup plus aisé qu'un écoulement de caloporteur vers le bas de l'assemblage, notamment du fait des pertes de charges en bas de l'assemblage et de la pression fournie par les pompes à l'entrée du boîtier.
Le rapport entre le débit de caloporteur dans les zones intra-assemblages et dans les zones inter-assemblages est fixé en fonction des caractéristiques du cœur, des assemblages et des aiguilles ainsi qu'en fonction des différentes cinétiques de dégradation propres à chaque type d'accident. En outre, ce rapport dépend :
- du nombre de trous de communication dans la partie inférieure des boîtiers et de leur diamètre hydraulique, - des systèmes passifs de mise en communication, notamment de la perte de charge qu' ils induisent, du temps d'ouverture, et de la différence de pression au-delà de laquelle les passages sont ouverts et permettent l'écoulement.
Outre la réduction de la pression dans la partie inférieure du boîtier 2, la circulation du caloporteur entre les assemblages A présente plusieurs avantages .
D'une part, le caloporteur envoyé entre les assemblages est froid puisqu' il est se trouve dans la zone en amont de la zone fissile 10.
Il forme donc également un moyen de refroidissement des faces externes des boîtiers 2 en circulant dans les espaces inter-assemblages . Il participe donc à un retard à la fusion thermique des boîtiers .
D'autre part, la circulation du caloporteur entre l'intérieur et l'extérieur due ou des assemblages permet une détection plus rapide de l'incident.
Le caloporteur dans le boîtier contient des produits de fission amenés par la descente du corium.
Le caloporteur, en remontant dans les canaux inter-assemblages, assure la remontée de ces produits vers les détecteurs de signaux neutroniques différés .
Selon la présente invention, on prévoit également de former au moins une partie des moyens de protection neutronique supérieure à l'intérieur du boîtier, dans les aiguilles et/ou dans le boitier, ceux-ci étant disposés au dessus des aiguilles à distance de celles-ci comme cela a été décrit ci-dessus en réalisant une section de diamètre réduit, la protection accordée par ces moyens venant s'ajouter à celle déjà offerte par une surépaisseur au niveau de la partie supérieure 14.1 du boîtier 2, comme expliqué précédemment .
Sur les figures 2A à 2D, on peut voir des exemples de réalisation de ces moyens de protection, dits moyens de protection neutronique supérieure internes.
Sur la figure 2A, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1 sont directement intégrés dans l'aiguille 11 et forment une extrémité longitudinale supérieure de celui-ci, orientés vers l'aval de zone fissile. Dans cet exemple, l'aiguille comporte dans l'ordre de bas en haut un plénum inférieur 24, un matériau fissile 26, du matériau fertile 28, un plénum supérieur 30 et les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1.
Sur la figure 2B, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1 forment également l'extrémité supérieure de l'aiguille, par contre l'aiguille ne comporte pas de matériau fertile (dit « couverture axiale supérieure » ou « CAS ») .
En effet, il n'est pas nécessaire que le matériau fertile soit disposé dans les aiguilles. Celui-ci peut être soit disposé en périphérie du cœur, contenu dans les assemblages formant les bords extérieurs du cœur, qui est appelé couverture radiale, dans ce cas les assemblages internes peuvent ne pas comporter de matériau fertile, soit positionné dans les parties supérieure et/ou inférieure des assemblages combustibles (on parle de couvertures axiales) comme c'est le cas sur l'assemblage de la figure 2A.
Durant la vie du réacteur, le matériau fertile évolue et permet la transmutation des isotopes fertiles en isotope fissiles.
Sur les figures 2C et 2D, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.2 sont séparés de l'aiguille et disposés au dessus de celle-ci en alignement avec celle-ci. Sur la figure 2C, les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.2 sont associés au matériau fertile et sur la figure 2D, les moyens de protection neutronique supérieure internes sont seuls.
Dans les variantes de figures 2C et 2D, l'assemblage comporte un faisceau d'aiguilles et un faisceau de protection, chaque élément du faisceau de protection étant sensiblement aligné avec une aiguille 11.
Les protections 22.2 sont donc formées par un deuxième type d'aiguilles avec des caractéristiques géométriques différentes par rapport au faisceau d'aiguilles principal. Le positionnement dans l'assemblage est par exemple assuré par des grilles de maintien.
Les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1, 22.2, par exemple en forme de cylindre plein ou avec un trou central de faible diamètre, ne sortent pas du cadre de la présente invention. Les moyens de protection neutronique supérieure internes 22.1, 22.2 sont par exemple réalisés dans le même acier que les gaines des aiguilles.
Ce déplacement d'une partie des moyens de protection neutronique supérieure au niveau du faisceau d'aiguille favorise, lors de la survenue d'un accident, la formation d'un bouchon supérieur dense au dessus de la zone fissile 10. En effet, dans le cas où ces moyens de protection 22.1, 22.2 sont en acier, qui est un matériau qui présente une bonne inertie thermique et une bonne conductivité thermique, il est possible, sur de faibles hauteurs, de geler le corium et de stopper sa progression vers le haut. Le déplacement des moyens de protection et leur réalisation de manière individuelle est particulièrement efficace, puisque les moyens de protection 22.1, 22.2 présentent une grande surface d'échange avec le corium, qui est proportionnelle au nombre et au diamètre des aiguilles contenus dans le faisceau.
Par ailleurs, les moyens de protection 22.1, 22.2 jouant le rôle de réflecteurs neutroniques , ils permettent de réduire au moins proportionnellement la hauteur de la protection neutronique supérieure dans l'extrémité supérieure du boîtier. En outre, les moyens de protection neutronique 22.1, 22.2 en faisceau présentent une répartition plus homogène dans le boîtier et sont donc plus efficaces par rapport aux fuites neutroniques que la protection formée par le boîtier. Il est bien entendu que des structures de protection neutronique supérieure formées d'une combinaison des aiguilles de figures 2A à 2D ne sortent pas du cadre de la présente invention. Par exemple, on peut prévoir à la fois une protection dans l'aiguille et au dessus de l'aiguille.
En outre, de manière avantageuse, l'extrémité inférieure des aiguilles est modifiée afin de supprimer, ou pour le moins réduire, les zones froides susceptibles de ralentir la descente du corium par gel de celui-ci et est, en outre, rendue fusible afin de faciliter sa fusion et faciliter la descente du corium .
Sur les figures 2A à 2D, on peut également voir un exemple de réalisation de l'extrémité inférieure de l'aiguille selon la présente invention.
Dans un mode particulièrement avantageux, on réduit, voire on exclut la présence d'un matériau fertile inférieur, appelé également couverture axiale inférieure, à l'extrémité inférieure de l'aiguille.
Le matériau fertile inférieur peut être absent de toutes les aiguilles de l'assemblage, ou alors seulement dans certaines d'entre elles. L'absence totale ou partielle de matériau fertile inférieur réduit donc la présence de matériaux dans la partie basse du faisceau d'aiguille, et donc la présence d'une masse offrant un risque de gel du corium.
Un cœur de réacteur selon un mode de réalisation avantageux de la présente invention peut comporter une pluralité d'assemblages selon la présente invention, on peut prévoir des assemblages différant suivant la présence ou non de matériau fertile inférieur .
Dans un exemple avantageux on peut exclure la présence de protection neutronique inférieure à l'extrémité inférieure des aiguilles. Cela peut concerner toutes les aiguilles ou seulement une partie d'entre elles.
Les avantages liés à cette suppression sont similaires à ceux énoncés ci-dessus du fait de la suppression totale ou partielle de la couverture axiale inférieure .
La protection neutronique inférieure (PNI) est alors avantageusement intégrée dans le boîtier, comme cela est représenté par la surépaisseur de la paroi du boîtier 2 et comme cela a été décrit précédemment. La quantité de structures au niveau de l'extrémité inférieure de l'aiguille est donc considérablement réduite.
Les risques de gel des matériaux fondus du fait de l'inertie thermique de ces matériaux sont donc réduits. Les matériaux fondus peuvent plus facilement s'écouler vers le bas.
La hauteur de la partie inférieure du boîtier formant la protection neutronique inférieure PNI est choisie en fonction du pouvoir réflecteur que l'on cherche à obtenir.
Par ailleurs, le diamètre hydraulique du canal 23 dans la partie inférieure 12 du boîtier est avantageusement sensiblement égal à celui des fenêtres d'alimentation 31 en caloporteur formées dans le pied d'assemblage 16. Les fenêtres 31 sont latérales dans l'exemple représenté.
Ce diamètre autorise tous mouvements de corium vers le bas, sans provoquer de blocage par gel du corium ou coincement des débris de corium. En effet, la progression du corium vers le bas se fait plutôt par paquets et se gèle en masse au contact du sodium pour former des débris.
D'autre part, ces débris en se refroidissant brusquement peuvent se fragmenter (variation de densité liquide/solide) et former des débris de plus petites tailles dont le diamètre reste faible devant la section de passage au niveau des protections neutroniques inférieurs (PNI) en boîtier.
En outre, on prévoit avantageusement d'améliorer la fusibilité de l'extrémité inférieure de la gaine des aiguilles 11, i.e. de favoriser la fusion de celle-ci pour faciliter la descente du corium. Le métal ou alliage métallique formant l'extrémité inférieure de la gaine de l'aiguille est avantageusement choisi de sorte à offrir soit une épaisseur de gaine plus faible afin de présenter moins d'inertie thermique, soit un point de fusion (température du solidus) plus bas ou soit présentant des points eutectiques ou péritectiques à basse température dans son diagramme de phase, et inférieure à la température des autres matériaux composant les autres parties du gainage de l'aiguilles le cas échéant, afin de présenter moins de résistance à la progression du corium. La température de fusibilité recherchée pour la région des gaines des plénums inférieurs est de l'ordre de 1300 K.
Sur les figures 2A à 2D, les aiguilles comportent un plénum inférieur 24. On prévoit alors de fragiliser le plénum inférieur, de sorte à rendre sa fusion plus facile. On peut voir un exemple de réalisation du plénum inférieur 24 sur la présente invention. Celui-ci présente un diamètre extérieur inférieur au diamètre de la gaine de l'aiguille dans la zone fissile et du plénum supérieur 30, tout en conservant une épaisseur de gaine identique. Cette réduction de diamètre, outre le fait de réduire la quantité de matériau à fondre, permet d'augmenter la section de passage du caloporteur entre les aiguilles au niveau des plénums inférieurs 24. Il en résulte que lorsque le matériau fondu, formé par la gaine et les pastilles provenant de la zone fissile, atteint les plénums inférieurs, une masse plus grande de matériaux fondus peut-être piégée autour des gaines des plénums inférieurs. Par conséquent, l'énergie thermique autour des gaines de plénums inférieure est plus grande, ce qui favorise la fusion des gaines de plénums inférieurs .
Par exemple, le diamètre extérieur des aiguilles au niveau des plénums inférieurs peut être réduit de 10% à 40% par rapport à celui défini dans la zone fissile des aiguilles.
Dans une variante de réalisation, toutes les aiguilles ou seulement une partie d'entre elles ne comporte (nt) pas de plénum inférieur. Dans le cas ou l'on n'a ni plénum inférieur et ni d'autre structure, comme la protection neutronique inférieure et la couverture axiale inférieure, la quantité de matière à fondre et pouvant faire obstacle à l'avancée du corium devient nulle.
On peut avantageusement réaliser des aiguilles dont les gaines sont formées de plusieurs matériaux. Par exemple, on choisit un premier matériau pour les gaines des aiguilles dans les parties fissile et supérieures, et un second matériau pour le partie inférieure couvrant l'extrémité inférieure de l'aiguille, par exemple formant le plénum inférieur. Le fait d'avoir un matériau à l'extrémité inférieure des aiguilles dont la fusion intervient à plus basse température que la partie supérieure de l'aiguille n'est pas gênant en fonctionnement normal, puisque ce matériau est positionné dans une région froide, ce qui lui assure une marge à la fusion importante en fonctionnement normal.
Par ailleurs, le détachement favorisé des plénums inférieurs permet de décrocher simultanément la grille de maintien (non représentée) dans laquelle sont montés les plénums inférieurs d'un faisceau d'aiguille juste sous le bas de la zone fissile 10. Le détachement de cette structure libère la section de passage du boîtier, facilitant la propagation du corium vers le bas.
De plus, la géométrie cylindrique des plénums inférieurs favorise encore leur fusion ou leur fragilisation thermique.
Lors de la fusion/effondrement de la première rangée de pastilles en bas de la zone fissile 10, du corium peut pénétrer à l'intérieur de ces tubes, et donc les faire fondre plus rapidement ou bien les fragiliser thermiquement.
De manière avantageuse, on prévoit entre les assemblages A, plus particulièrement entre les boîtiers 2 des entretoises 34 représentées sur la figure 4, destinés à maintenir ouverts les canaux inter-assemblages , ceci, quelles que soit les conditions de fonctionnement. Grâce aux entretoises 34, la descente du corium est encore favorisée. En effet, les canaux inter-assemblages 20 permettent la circulation du caloporteur via les canaux d'échappement 18, lorsqu'ils sont ouverts en situation d'accident, ce qui favorise la descente du corium.
De préférence, les entretoises 34 sont disposées au niveau des zones fissiles 10 des assemblages A, là ou le gonflement radial du boîtier est le plus important. Ces entretoises empêchent ou, pour le moins réduisent, les risques de fermetures des canaux inter-assemblages.
La forme et les dimensions des entretoises 34 sont choisies en fonction du débit de caloporteur souhaité .
Il est à noter que ces entretoises 34 ne perturbent pas le fonctionnement normal du réacteur, puisque dans ce fonctionnement, le caloporteur est non circulant entre les assemblages.
De manière avantageuse également, et comme on peut le voir sur la figure 4, on peut prévoir de tronquer les sommets extérieurs 36 des boîtiers 2 de sorte à assurer la présence d'un canal inter¬ assemblages même en cas de gonflement radial.
En effet, si les trois boîtiers 2 définissant un canal sont en contact deux à deux par leurs faces extérieures, un canal inter-assemblages résiduel subsiste.
De manière encore plus avantageuse et comme cela est représenté, des rainures en creux sont réalisées dans les angles sur toute la longueur de la zone fissile des boîtiers, ce qui délimite un canal de section plus importante.
On peut bien entendu mettre des entretoises et/ou tronquer les angles des boîtiers.
Les caractéristiques des aiguilles selon l'invention décrites ci-dessus peuvent concerner toutes les aiguilles du faisceau de l'assemblage ou seulement une partie d'entre elles. Par conséquent, les aiguilles d'un même assemblage ne sont pas nécessairement identiques par leur forme et leur composition.
De manière avantageuse, l'assemblage selon la présente invention peut également comporter un récupérateur de corium individuel situé à l'intérieur du boîtier à une extrémité inférieure de l'assemblage ou en dessous de celui-ci.
En considérant le réacteur selon la présente invention, celui-ci comporte une pluralité de récupérateurs chacun associé à un assemblage, chaque récupérateur étant alors destiné à récupérer le corium de l'assemblage auquel il est associé.
Le récupérateur, également appelé cendrier, est en forme de jarre et est destiné à récupérer tout ou partie du corium issu de la dégradation interne de 1 ' assemblage .
Sur la figure 5, on peut un voir un exemple de réalisation d'un assemblage muni d'un récupérateur 38 de corium, intégré à l'intérieur de l'assemblage.
Dans cet exemple de réalisation, le récupérateur 38 est logé dans le boîtier 2 entre le pied d'assemblage 7 muni des fenêtres 31 d'alimentation en caloporteur et la zone munie des conduits d'échappement 18.
Le boîtier 2 comporte un logement 40 situé entre la protection neutronique inférieure et l'extrémité d'arrivée du caloporteur.
Le récupérateur 38 est fixé, dans le logement 40, par exemple au moyen de pattes de fixation (non représentées) , dont la disposition et la forme minimisent leur action sur l'écoulement du caloporteur.
Le récupérateur 38 a la forme d'une jarre dont la forme de la section correspond sensiblement à la section du boîtier, i.e. hexagonale ou circulaire. La jarre comporte donc un fond 42, une paroi latérale 44 et une extrémité supérieure 46 par laquelle le corium va pénétrer dans la jarre.
La section de passage 47 entre la paroi 44 du récupérateur et la paroi du logement 40 du boîtier 2 est avantageusement dimensionnée de telle sorte qu'elle correspond à celle en amont et en aval du logement 40, afin de limiter les perturbations sur le fonctionnement normal du réacteur.
De manière avantageuse le fond 42 de la jarre présente un profil évasé, ainsi que la partie du logement 40 correspondante afin de limiter les pertes de charge .
De manière également avantageuse, la connexion 48 entre le logement 40 et la zone munie des conduits comporte des parois latérales inclinées en direction de l'axe X, réduisant les pertes de charge et canalisant le caloporteur en sortie du logement 40.
La hauteur du récupérateur 38 et donc son volume sont choisis en fonction de la quantité de corium pouvant se former lors de la dégradation de l'assemblage, et l'épaisseur du récupérateur 38 est déterminée pour retenir cette masse de corium.
La quantité de corium que peut contenir le récupérateur dépend des aspects neutroniques , afin de s'assurer que pour chacun des scénarios d'accident prévus, la masse de corium contenue dans le récupérateur ne puisse devenir critique.
En outre, il est avantageusement prévu de favoriser le refroidissement du corium après l'accident. Pour cela, on prévoit par exemple des ailettes (non représentées) sur la surface extérieure du récupérateur 38, ce qui augmente les échanges thermiques avec le caloporteur.
De manière également avantageuse, on utilise, pour réaliser le récupérateur 38, un matériau offrant une certaine porosité permettant la circulation de vapeur de caloporteur de l'extérieur vers l'intérieur du boîtier. Cette porosité, cependant, est telle qu'elle n'altère pas le confinement du corium. De manière préférée, le récupérateur comporte un matériau neutrophage 50, ce qui permet de réduire, voire d'éviter les risques de criticité.
Par exemple, ce matériau peut être disposé dans le fond du récupérateur comme cela est représenté sur la figure 5, par exemple sous forme de billes ou de poudre .
De manière avantageuse, le récupérateur contenant un matériau neutrophage 50 peut comporter un couvercle 52 obturant l'entrée du récupérateur, comme représenté sur la figure 5. Ce couvercle 52 est fusible et ne va pas s'opposer à l'entrée du corium.
Ce couvercle permet d'éviter des remontées de matériau neutrophage par un écoulement caloporteur vers l'assemblage, ce qui pourrait former des bouchons locaux entres les aiguilles, et conduire à une détérioration du refroidissement susceptibles de provoquer des fusions locales.
On peut remplacer le couvercle par un élément de type filtre ou grille. Dans le cas des grilles, les trous de celles-ci sont choisis suffisamment petits devant le pas triangulaire des aiguilles. Ceci permet d'éviter, en cas d'entraînement, qu'un morceau de matériau neutrophage se coince dans le faisceau des aiguilles principalement, notamment dans la zone fissile et générer un défaut local de refroidissement qui pourrait conduire à un mécanisme de dégradation, i.e. formation de point chaud, rupture mécanique ou thermique de la gaine, ...
Dans le cas d'obturation de l'ouverture du récupérateur par un couvercle 52, on prévoit de remplir le volume intérieur du récupérateur avec un gaz incondensable inerte, qui peut être identique à celui du ou des plénums des aiguilles, dont la pression est en accord avec la pression hydraulique du caloporteur à l'entrée du boîtier, ceci pour éviter une rupture intempestive du couvercle 52.
En fonctionnement normal, la température du gaz est à la température du sodium froid à l'entrée de l'assemblage. Si l'on considère que la pression suit la loi des gaz parfaits (PV=nRT) , la pression du gaz ne dépend plus que du nombre de moles « n » introduites dans le volume du récupérateur au moment de sa mise en œuvre (soit une transformation à P/T = constante) . La pression peut donc être déterminée simplement pour éviter une rupture intempestive en fonctionnement normal du réacteur sous l'effet de l'expansion du gaz par échauffement .
On peut prévoir de réaliser le matériau neutrophage sous forme d'une gaine couvrant la face intérieure de la paroi du récupérateur. Cette gaine est recouverte d'une enveloppe en métal.
Cette gaine et cette enveloppe forment par ailleurs une barrière qui retarde la fusion. Par ailleurs, cette gaine ne gène pas l'écoulement de débris de corium dans le récupérateur.
On peut prévoir de disposer le matériau neutrophage sur toute la hauteur du récupérateur, par exemple sous la forme d'un barreau 53, comme cela est représenté sur la figure 6. Le matériau est alors reçu dans une enveloppe cylindrique 55. Ce mode de réalisation permet de ne pas fermer le récupérateur.
Cette réalisation présente l'avantage de répartir le matériau neutrophage de manière uniforme sur toute la hauteur du récupérateur.
De manière avantageuse, on utilise le récupérateur pour effectuer un confinement du corium à l'intérieur du boîtier, ces variantes de réalisation sont représentées sur les figures 7A-7B et 8A-8B.
Sur les figures 7A et 7B, le récupérateur
38 forme avec l'extrémité inférieure du logement 40 par laquelle arrive le caloporteur, un clapet. Le récupérateur forme l'obturateur et l'extrémité inférieure du logement 40 forme le siège de clapet.
Un moyen élastique 54, type ressort, est prévu entre le fond du pied d'assemblage 16 et le fond du récupérateur 38 exerçant un effort vers le haut sur le récupérateur 38.
Lorsque le récupérateur 38 avec le matériau neutrophage 50 ne contient pas de corium, celui-ci est maintenu en position haute, par le ressort 54, écarté de l'extrémité inférieure du logement 40.
En fonctionnement normal (figure 7A) , le récupérateur 38 est maintenu en position haute, le passage entre le boîtier 2 et le récupérateur 38 est ouvert .
En situation d'accident et de dégradation de l'assemblage (figure 7B) , le corium C s'écoule dans le récupérateur 38, le poids de corium C s'oppose à la charge du ressort 54, au-delà d'une certaine quantité de corium, le récupérateur 38 descend, son fond 42 vient en contact avec l'extrémité inférieure du logement 40, fermant le logement 40 vis-à-vis de l'arrivée du caloporteur. Le corium C est donc confiné dans le logement 40, ce qui permet de préserver les parties du cœur encore intactes. En outre, cette obturation est relativement étanche, ce qui favorise le relâchement des produits de fission dans la zone inter¬ assemblages 20 par les canaux 18, permettant une détection plus rapide de l'accident, comme expliqué précédemment.
Sur les figures 8A et 8B, le récupérateur est en fonctionnement normal, maintenu en position haute par des pattes 56 connectant la partie supérieure du récupérateur à la partie supérieure du logement 40. Ces pattes sont destinées à se rompre, sous l'effet conjugué du poids du corium dans le récupérateur et de leur fusion au contact du corium. Les pattes peuvent être dans un matériau à bas point de fusion ou bien dans un alliage qui présente des points eutectique ou péritectique pour faciliter la rupture en présence de corium .
Le fonctionnement de cette variante est similaire à celui de l'exemple de réalisation des figures 8A et 8B, il ne sera donc pas décrit en détail.
Sur la figure 9, on peut voir un autre exemple de réalisation d'un ensemble composé d'un assemblage et d'un récupérateur, dans lesquels le récupérateur est disposé à l'extérieur du boîtier en dessous de celui-ci, plus particulièrement en dessous de l'alimentation en caloporteur, et solidaire de 1 ' assemblage . Sur la figure 9, le récupérateur 38 est fixé en dessous du boîtier 2, en dessous des fenêtres d'alimentation 31 en caloporteur de l'assemblage, i.e. en dessous du sommier 17. Le récupérateur 38 forme un prolongement vers le bas du pied de l'assemblage 16.
Cette disposition du récupérateur en dehors du boîtier 2 de l'assemblage présente l'avantage de ne pas provoquer de perte de charge au sein du boîtier 2. En outre, le récupérateur 38 est constamment baigné dans le caloporteur « froid » CF, le refroidissement du corium après l'accident est donc favorisé.
Le récupérateur peut contenir un matériau neutrophage 50 comme dans les exemples précédents, les caractéristiques portant sur ce matériau, et sur sa configuration dans le récupérateur 38 s'appliquent également pour ce récupérateur.
Sur la figure 10, on peut voir un autre exemple de réalisation, dans lequel le récupérateur 38' est disposé en dessous du pied de l'assemblage 16, cependant il n'est pas solidarisé avec celui-ci, mais est supporté par un deuxième sommier 58 disposé en dessous du sommier support 17 des assemblages. Par exemple, le deuxième sommier 58 supporte les récupérateurs 38' de tous les assemblages.
Dans l'exemple représenté, l'extrémité longitudinale inférieure du pied de l'assemblage 16 est fermée par une plaque 60, le caloporteur rentrant par les fenêtres latérales 31. On prévoit que cette plaque 60 soit fusible, afin qu'elle ne gène pas l'écoulement du corium dans le récupérateur 38' . La plaque 60 peut être avantageusement de forme concave pour pouvoir contenir les débris de corium et ainsi favoriser sa fusion .
Comme précédemment, le récupérateur 38' baigne en permanence dans le caloporteur « froid » CF, ce qui est favorable au refroidissement du corium après 1 ' accident .
Dans cet exemple de réalisation, le diamètre du récupérateur n'est pas limité par le diamètre du pied de l'assemblage, il peut alors avoir un diamètre plus grand, rendant plus sûre la collecte du corium.
Avantageusement, on peut prévoir de disposer le matériau neutrophage 50, par exemple sous la forme d'un barreau sur la plaque obturatrice 60 du pied de l'assemblage 16, à l'intérieur de celui-ci.
Le barreau tombe alors dans le récupérateur avec le corium, lorsque la plaque 60 se détache du pied d'assemblage 16. Ceci permet de pouvoir s'assurer plus facilement de l'efficacité du matériau neutrophage pendant toute la durée de vie du réacteur.
Dans ce cas, le récupérateur est fixé au deuxième sommier et reste en position sous le cœur durant toute la vie du réacteur, entre 40 ans et 60 ans.
Si le matériau neutrophage est solidaire du récupérateur, il est nécessaire de vérifier que ses propriétés neutrophages ne sont pas altérées dans le temps soit sous l'effet du vieillissement soit sous l'effet de l'irradiation ambiante dans le cœur. Alors que, dans le cas où le matériau est solidaire de l'assemblage, puisque l'assemblage est manipulé plusieurs fois pendant la vie du réacteur (retiré, changé, déplacé dans le cœur) , il est plus aisé d'évaluer l'efficacité du matériau neutrophage.
L'assemblage de la figure 9 présente également cet avantage, puisque, le matériau étant fixé en prolongement de l'assemblage, il peut être vérifié lors de la manipulation de l'assemblage.
La présente invention porte également sur un réacteur comportant au moins un assemblage selon la présente invention, avantageusement plusieurs disposés les uns à côté des autres, et supportés par le sommier 17. Il est bien entendu que les assemblages ne sont pas nécessairement identiques. Ils peuvent notamment être de structure différente et de composition différente, par exemple en termes de nombre et de type d'aiguille.
L'efficacité de la structure des assemblages selon la présente invention à mitiger un incident dans un assemblage afin d'éviter sa propagation aux autres assemblages a été modélisée et démontrée grâce au logiciel de calcul SIMMER III avec étude de sensibilité, ce logiciel est notamment un logiciel validé et reconnu par les autorités de sûreté nucléaire japonaises. Cette modélisation a permis de monter la très grande efficacité de la présente invention dans la mitigation des accidents en favorisant la descente du corium.
Nous allons maintenant expliquer le fonctionnement d'un assemblage selon la présente invention en considérant les figures 1 et 3.
La figure 3 représente trois assemblages dans un état d'accident. L'assemblage A représenté sur la figure 1 est dans un état de fonctionnement normal.
Les aiguilles 11 sont intactes, le caloporteur circule du bas vers le haut à travers l'assemblage A à l'intérieur du boîtier 2 et évacue la chaleur émise par les aiguilles 11.
Lorsqu'il survient un incident (figure 3), par exemple une surchauffe au niveau des aiguilles 11, la circulation du caloporteur n'est pas capable d'évacuer cette chaleur en excès. La partie des gaines située au niveau de la zone fissile 10 des aiguilles 11 commence à fondre, ainsi que les pastilles. Cette fusion génère un corium C qui est emporté vers le haut par interaction entre le corium très chaud et le caloporteur froid. Or, la protection neutronique supérieure 22.1 des aiguilles 22 présente une certaine inertie thermique et provoque le gel du corium.
Il y a alors formation d'un bouchon supérieur 62 au niveau des protections neutroniques supérieures 22.1.
La présence de ce bouchon 62 empêche le caloporteur de ressortir de l'assemblage A vers le haut. De plus, les pompes primaires continuent de fonctionner, la pression en caloporteur dans la partie inférieure de l'assemblage augmente. Lorsque cette pression dépasse un seuil donné, les canaux 18 s'ouvrent. Le caloporteur s'écoule alors de l'intérieur de l'assemblage vers la zone inter-assemblages 20.
La circulation de caloporteur est rétablie, le caloporteur emporte avec lui des produits de fission qui seront détectés par les dispositifs de détection neutronique différée.
Cette circulation assure également un refroidissement des surfaces extérieures des boîtiers 2.
La pression de caloporteur dans la partie inférieure de l'assemblage A chute, facilitant la descente du corium C, le corium n'est plus entraîné vers le haut de l'assemblage.
Dans l'exemple représenté, lors de sa descente, le corium C entre en contact avec le plénum inférieur 24 fusible, sa fusion est donc favorisée. Le corium poursuit sa descente, aucun élément ne freine sa descente, i.e. aucun élément ne provoque un « gel » de celui-ci pouvant provoquer un bouchon inférieur.
Le corium C atteint la partie inférieure de l'assemblage A. Dans le cas où celui-ci comporte un récupérateur de corium 38 ou 38' comme représenté sur les figures 5, 7A à 10, le corium remplit le récupérateur. Dans les exemples de réalisation des figures 7A à 8B, le récupérateur 38 rempli de corium descend et isole le corium dans le boîtier 2.
La présence d'un matériau neutrophage permet d'éviter tout risque de criticité.
Le corium a donc été éloigné des zones fissiles des assemblages adjacents, la propagation radiale de l'incident a été évitée grâce à la présente invention.
Grâce à un mode de réalisation particulièrement avantageux de l'invention, le fait d' intégrer individuellement des récupérateurs de corium en cuve associé à chacun des assemblages du cœur, au lieu d'un récupérateur commun à tous les assemblages du cœur, permet d' individualiser la récupération du corium .
On réalise donc une division de la masse critique. En outre, en mettant chacune de ces parties du corium récupérées individuellement en présence d'un matériau neutrophage, les risques de criticité sont encore écartés par un mécanisme de dilution et de mélange de la matière fissile avec le neutrophage et/ou d'absorption des neutrons, qui s'ajoute au mécanisme de division de la masse critique.
En effet, il a été déterminé que les risques de criticité existaient pour certains réacteurs si l'on concentrait la masse fissile équivalente à environ sept assemblages. Cet ordre de grandeur dépend de l'enrichissement du combustible fissile et de la masse de combustible fissile contenue dans un assemblage donné du cœur. En appliquant les assemblages munis de récupérateurs individuels selon la présente invention à ces réacteurs particuliers, la masse fissile d'un récupérateur est sept fois moins important que la masse critique.
Grâce à l'invention, on obtient une structure d'assemblage et une structure de cœur de réacteur permettant de mitiger un accident au sein d'un ou plusieurs assemblages, pour éviter sa propagation radiale à l'ensemble du cœur et donc la problématique liée aux excursions de puissance secondaires.
L'assemblage selon la présente invention est particulièrement adapté à la réalisation des réacteurs nucléaires à neutrons rapides à refroidissement au sodium.

Claims

REVENDICATIONS
1. Assemblage de combustible nucléaire comportant :
- un boîtier (2) délimitant un espace intérieur divisé en une partie centrale (10), dite zone fissile dans laquelle est disposé un faisceau d'aiguilles de combustible nucléaire (11), une partie supérieure (14) et une partie inférieure (12),
- une extrémité inférieure (6) comportant une entrée d'alimentation en caloporteur (31),
- une extrémité supérieure (8) comportant une sortie d'évacuation du caloporteur,
- les aiguilles du faisceau d'aiguilles comportant un plénum supérieur et/ou un plénum inférieur,
- des moyens (18) de mise en communication de la partie inférieure (12) de l'espace intérieur du boîtier (2) avec la zone entourant l'assemblage (20), dite zone inter-assemblages à travers la paroi du boîtier (2), lesdits moyens (18) de mise en communication comportant des canaux traversant la paroi du boîtier entourant la partie inférieure et des moyens d'obturation des canaux en dessous d'un seuil de pression donné dans la partie inférieure,
- des moyens de protection neutronique supérieure disposés à l'intérieur du boîtier, dits moyens de protection neutronique supérieure internes (22.1, 22.2) .
2. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de matériau fertile au niveau de son extrémité inférieure.
3. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l'extrémité inférieure d'au moins une des aiguilles (11) présente un diamètre réduit par rapport au diamètre extérieur des autres parties de ladite aiguille.
4. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 3, dans lequel au moins l'extrémité inférieure d'au moins une aiguille (11) est réalisée en métal à bas point de fusion inférieure à la température du corium ou dans un alliage métallique dont le diagramme de phases présente des points eutectiques ou péritectiques à une température équivalente inférieure à la température du corium.
5. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications précédente, dans lequel au moins l'une des aiguilles comporte uniquement un plénum supérieur.
6. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications précédentes, dans lequel au moins l'une des aiguilles ne comporte pas de protection neutronique inférieure.
7. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication précédente, dans lequel toutes les aiguilles ne comportent pas de protection neutronique inférieure, et dans lequel la protection neutronique inférieure est intégrée au boîtier.
8. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication précédente, dans lequel la partie inférieure du boîtier (2) comporte un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile (10) et est entourée par une paroi (12.1) du boîtier (2) plus épaisse que celle entourant la zone fissile (10), formant ainsi une protection neutronique inférieure (PNI) .
9. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 8, dans lequel les moyens d'obturation sont formés par des disques de rupture, des soupapes ou des clapets.
10. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 9, dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes sont formé par la partie supérieure du boîtier (2) comportant un diamètre intérieur inférieur à celui de la zone fissile (10) et étant entourée par une paroi (14.1) du boîtier plus épaisse que celle entourant la zone fissile.
11. Assemblage de combustible nucléaire, selon l'une des revendications 1 à 10, dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes (22.1) sont intégrés dans les aiguilles et forment l'extrémité supérieure des aiguilles (11).
12. Assemblage de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 11, dans lequel les moyens de protection neutronique supérieure internes
(22.2) sont disposés au dessus des aiguilles (11) alignés avec ceux-ci.
13. Assemblage de combustible nucléaire selon la revendication 12, dans lequel un matériau fertile (28) est solidaire des moyens de protection neutronique supérieure internes (22.2) et est disposé entre chaque aiguille (11) et les moyens de protection neutronique internes (22.2) associées.
14. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, dans lequel le boîtier (2) comporte sur sa face extérieure des saillies (34) destinées à venir en contact des faces des autres boîtiers (2) l'entourant pour former des entretoises.
15. Assemblage selon la revendication précédente, dans lequel lesdites saillies (34) sont disposées sensiblement au niveau de la zone fissile (10) .
16. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, dans lequel le boîtier (2) présente une section polygonale, les sommets extérieures étant tronqués et/ou munis d'une rainure s' étendant sur au moins une partie de la hauteur du boîtier (2 ) .
17. Ensemble d'un assemblage selon l'une des revendications précédentes et d'un récupérateur de corium (38, 38' ) .
18. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel le récupérateur de corium (38, 38') a la forme d'une jarre destinée à collecter le corium s' écoulant de l'intérieur du boîtier (2) .
19. Ensemble selon la revendication 17 ou
18, dans lequel le récupérateur de corium (38) est reçu dans un logement (40) du boîtier (2) entre l'alimentation en caloporteur (31) et la zone fissile (10) .
20. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel la section de passage entre la face intérieure du logement (40) du récupérateur (38) et la face extérieure du récupérateur (38) est sensiblement égale à la section de passage de l'entrée d'alimentation (31) de l'assemblage en caloporteur.
21. Ensemble selon la revendication 19 ou 20, dans lequel le récupérateur (38) est apte à passer d'une position haute dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation (31) à la sortie d'alimentation est ouvert, à une position basse dans laquelle le passage d'écoulement du caloporteur entre l'entrée d'alimentation (31) à la sortie d'alimentation est fermé.
22. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel le récupérateur de corium (38) est maintenu en position haute par un moyen élastique (54) .
23. Ensemble selon la revendication 21, dans lequel le récupérateur de corium (38) est maintenu en position haute par des pattes de maintien fusibles (56) .
24. Ensemble selon la revendication 17 ou 18, dans lequel ledit récupérateur de corium (38) est disposé en dessous du boîtier (2) .
25. Ensemble selon la revendication précédente, dans lequel ledit récupérateur de corium (38) est solidaire de l'assemblage.
26. Ensemble selon la revendication 24, dans lequel le récupérateur de corium est supporté par un sommier (58) situé en dessous d'un sommier (17) supportant l'assemblage.
27. Ensemble selon l'une des revendications 17 à 26, dans lequel le récupérateur de corium (38,
38') comporte un matériau neutrophage (50) .
28. Réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblage, dont au moins un est selon l'une des revendications 1 à 16, disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages (20), et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages.
29. Réacteur nucléaire comportant une pluralité d'assemblages, dont au moins un ensemble selon l'une des revendications 17 à 27 disposés les uns à côté des autres et délimitant entre eux des zones interassemblages (20), et des pompes de circulation du caloporteur dans les assemblages.
30. Réacteur nucléaire selon la revendication 28 ou 29, étant du type à caloporteur sodium liquide.
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