WO2014037901A1 - Dispositif de contròle nucléaire pour réacteur refroidi au métal liquide de type rnr - Google Patents

Dispositif de contròle nucléaire pour réacteur refroidi au métal liquide de type rnr Download PDF

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WO2014037901A1
WO2014037901A1 PCT/IB2013/058319 IB2013058319W WO2014037901A1 WO 2014037901 A1 WO2014037901 A1 WO 2014037901A1 IB 2013058319 W IB2013058319 W IB 2013058319W WO 2014037901 A1 WO2014037901 A1 WO 2014037901A1
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WO
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foot
control device
base
nuclear control
nuclear
Prior art date
Application number
PCT/IB2013/058319
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Inventor
Pierre Allegre
Frédéric VARAINE
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Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10—Construction of control elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid sodium called RNR-Na or SFR (acronym for "Sodium Fast Reactor") or any other reactor cooled with a liquid metal and which may be part of the family of reactors so-called fourth generation.
  • nuclear control devices each consisting of at least nuclear control rods.
  • the invention therefore relates to a new nuclear control device to avoid this situation.
  • the invention is also applies to a loop type reactor, that is to say for which the intermediate heat exchangers and the primary sodium pumping means are located outside the tank.
  • fuel assembly is meant an assembly formed of fuel elements (containing fissile material) and loaded and / or discharged in one piece in / from a nuclear reactor.
  • fuel assembly type RNR-Na or SFR is meant a fuel assembly adapted to be irradiated in a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid metal, in particular liquid sodium said RNR-Na or SFR (acronym for "sodium Fast Reactor ").
  • nuclear control device a device comprising at least neutron absorber elements for controlling the nuclear chain reactions in the fuel assemblies within a reactor core.
  • FIG. 1 shows a sodium-cooled nuclear reactor (SFR) with an integrated type of architecture, as already retained in France in the "Superphénix” reactor or as planned in France under the name EFR: see publication [1].
  • SFR sodium-cooled nuclear reactor
  • Such a reactor 1 comprises a reactor vessel 2 filled with liquid sodium 3, called primary sodium, and inside which is present the heart 4.
  • a plug 5, said cap heart cover, is arranged at the heart of the heart 4.
  • Within heart 4 are implanted a plurality of fuel assemblies 6, only one of which is shown in FIG. 1. More exactly, each fuel assembly 6 is inserted into a support, usually called bed base 40, below the core 4. being held vertically.
  • the extraction of the heat produced during the nuclear reactions within the core 4 is carried out by circulating the primary sodium 3 by means of pumping not shown, arranged in the reactor vessel 2, to Intermediate exchangers 7.
  • the primary sodium enters an intermediate exchanger 7 through its inlet window 70 passes through the exchanger tubes, gives up its heat to the secondary sodium before emerging through the outlet window 71 of the exchanger.
  • the extraction of heat is carried out by the secondary sodium reaching cold through its supply duct 8 to an intermediate exchanger 7 before coming out hot through its outlet duct 9.
  • the heat extracted is then used to produce heat.
  • the steam in steam generators not shown, the steam produced being fed into one or more turbines also not shown.
  • the turbine transform (s) the mechanical energy of the steam into electrical energy.
  • the reactor vessel 2 is separated into two distinct zones 3A, 3B by a separation device consisting of at least one tank 10 arranged inside the reactor vessel 2.
  • This separation device is also known by the name of redan.
  • the separating device consists of a single inner vessel 10 whose shape is frustoconical in its lower part and cylindrical in its upper part.
  • the separation device may also consist of two walls of homothetic shape and through each of which the heat exchangers are arranged with clearance. As illustrated in FIG.
  • the zone 3 A of primary sodium delimited internally by the inner vessel 10 collects the sodium leaving the core 4 and feeds the intermediate exchangers 7: it constitutes the zone in which the sodium is the hottest and so is commonly called hot zone 3A or hot collector.
  • the zone 3B of primary sodium delimited between the inner vessel 10 and the reactor vessel 2 collects the primary sodium which has been cooled in the intermediate exchangers and feeds the pumping means: it constitutes the zone in which the sodium is the coldest and so is commonly called cold zone 3B or cold collector. As illustrated in FIG.
  • a seal is produced by the inner vessel 10 and around all the components passing through it, such as the intermediate exchangers 7: this forces the primary sodium to circulate in a necessarily closed loop respectively from the core 4 to the hot collector 3A, then to the intermediate exchangers 7, the cold collector 3B, pumping means not shown and again through the heart.
  • the reactor vessel 2 is closed by a closure slab 11 supporting the various components, such as the intermediate exchangers 7, the core cover cap 5 and the pumping means.
  • a handling device When a new fuel assembly 6 is loaded into the reactor core 4 or a spent fuel assembly is discharged, i.e. an assembly 6 in which there is insufficient fissile material to maintain nuclear reactions in the reactor, a handling device is used.
  • a handling device is for example described in patent FR 2235462.
  • such a handling device comprises two rotating plugs 13, 14 which can rotate in the closure slab 11 being eccentric with respect to the other and a recovery arm 15 passing through the closure slab 11.
  • the position, the eccentricity and the relative diameters of each of the two rotating plugs 13, 14 allow the recovery arm to be positioned vertically to any point of the heart. 4 and in particular at the vertical of any of the fuel assemblies 6 to be implanted or already implanted in the core 4.
  • the recovery arm 15 comprises at its lower end a gripping grapple not shown adapted to catch an assembly 6 by its head 61 which forms a gripping head. A fuel assembly 6 is thus caught by the grapple, and thanks to a vertical translation movement of the grapple carried by the arm of recovery and appropriate rotations of the two plugs 13, 14, the fuel assembly 6 is transferred.
  • FIG. 2 shows a fuel assembly 6 already used in an SFR nuclear reactor known under the name "Phoenix".
  • Such an assembly 6 of elongate shape along a longitudinal axis X firstly comprises, as a central portion, a first tube 60 of hexagonal section which forms a housing and which envelops unrepresented fuel rods.
  • the assembly comprises, as an upper portion forming the head of the assembly, a second tube 61 in the extension of the first tube 60 of the same hexagonal section as this tube 60, and which usually envelops neutron absorbent pellets not shown .
  • the tubes 60, 61 form the same tubular envelope 6A of identical hexagonal section over its entire height.
  • the head 61 of the assembly has a central opening 610 opening therein.
  • the assembly 6 finally comprises a lower portion 62 forming the foot of the assembly, a third tube 62 in the extension of the envelope 6A, and more precisely in the extension of the first tube 60.
  • the foot 62 of the present assembly a distal end 620 cone-shaped or rounded to be inserted into the bed base 40 of the heart 4.
  • the foot 62 of the assembly has at its periphery openings 621 opening therein.
  • the foot 62 of an assembly 6, of male shape is inserted into an opening of the bed base 40 of the reactor and thus maintaining the assembly 6 in the latter with its longitudinal axis X vertically.
  • the primary sodium can circulate inside the assembly 6 and thus take the heat released by the fuel rods by thermal conduction.
  • the sodium is thus introduced through the openings 621 of the foot 62 and out through the central opening 610 of the head 61.
  • the foot section 62 of the assembly is smaller than the section of the central portion 60 of the assembly.
  • the connection 600 between these two sections 60, 62 forms a more or less rounded or conical shoulder so as to be able to make a sphere / cone type connection with the bed 40 of the reactor core 4.
  • the central portion 60 of an assembly comprises a plurality of nuclear fuel rods.
  • Each pencil is in the form of a sheath inside which is stacked a 6 'column of pellets of fissile material in which produce nuclear reactions that give off heat. All the columns 6 'define what is usually called the fissile zone and is approximately halfway up an assembly 6. It is shown schematically in the form of a black rectangle in FIG.
  • nuclear control devices each constituted at least by control or stop bars, also called control rods, containing neutron absorbents which are, for example, boron-based.
  • control or stop bars also called control rods
  • neutron absorbents which are, for example, boron-based.
  • these bars 16 are movable through the heart cover plug 5 in the core 4 of the reactor by a mechanism not shown: they can be raised or extracted depending on the number of neutrons to be absorbed and thus drive the reactor. More exactly, in an SFR reactor, a bar 16 is inserted in a dedicated location within a plurality of fuel assemblies 6 already implanted in the core 4.
  • the reactor can not be started in case of error, that is to say in case of accidental insertion of a fuel assembly instead of one of the devices. nuclear control.
  • a prohibition lock which is arranged at the foot of the assembly prohibits the assembly to be completely inserted into the bed base. That being so, the insertion error is taken into account only after the foot of an assembly has already been introduced, that is to say that this assembly is already coupled with the other assemblies at the fissile zone level. .
  • there still remained a risk of criticality that is to say a risk of triggering an uncontrolled fission chain reaction.
  • the general object of the invention is to overcome all or part of the disadvantages of the prior art and therefore to propose a solution to increase the safety of liquid fast neutron reactors cooled with liquid sodium RNR-Na or SFR, more generally to metal liquid, equipped with nuclear control devices, in particular by prohibiting the possibility of insertion of a fuel assembly in place of such a device.
  • a particular object of the invention is to propose a solution to prohibit the possibility of insertion of a fuel assembly in place of a nuclear control device while minimizing the risk of swelling under irradiation of its elements.
  • Another particular object of the invention is to prohibit the possibility of insertion of a fuel assembly instead of a nuclear control device while allowing the reconfiguration of the nuclear reactor core, that is to say say the possibility of arranging fuel assemblies and nuclear control devices with respect to each other in the reactor core.
  • the subject of the invention is a nuclear control device, intended to be inserted into a dedicated location within a plurality of fuel assemblies themselves within a reactor core cooled with the liquid metal, said assemblies of elongate shape along a longitudinal axis X each having an envelope with a portion enveloping the fissile zone and a foot portion in the extension of the envelope and whose cross section on its axis X is smaller than that of the envelope, the foot being inserted into an opening of the bed base of the heart while maintaining the assembly in the latter with its axis X vertically,
  • the nuclear control device comprising:
  • At least one nuclear control bar containing neutron absorbers defining an absorbing zone
  • an element called insertion element of elongated shape along a longitudinal axis XI comprising:
  • a casing forming a guiding sheath of the nuclear control bar between an extreme withdrawal position in which the absorbent zone is not housed in the sheath and an end position in which the absorbing zone is completely opposite a zone of an adjacent fuel assembly when the nuclear control device is inserted into the plurality of fuel assemblies,
  • a foot extension portion between the guide sleeve and the foot the extension being of cross section to the axis XI greater than that of the foot; the extension of the foot and the foot being of male type, a socket-like female element of elongate shape along a longitudinal axis X2, dimensioned to allow the insertion of the extension and the foot of the insertion element with projection of the latter beyond the base, and if necessary, the engagement of a foot of a fuel assembly but without projecting beyond the base, the base being intended to be at least in abutment against the opening of the bed base at the dedicated location so on the one hand to allow insertion of the foot of the insertion element in this opening and on the other hand to prevent the insertion of the foot of a fuel assembly into this opening.
  • the nuclear control device consists essentially of three distinct parts, namely respectively from bottom to top in configuration installed in the reactor core:
  • a mobile part formed by at least one control bar containing the neutron absorbents and enabling the control of the nuclear reactor
  • the attempt to insert by mistake a fuel assembly in place of a nuclear control device in its dedicated location is not possible because the base prohibited by design the descent of said fuel assembly until 'at the opening of the bed base.
  • the base according to the invention which prohibits during handling operations the establishment of a fuel assembly other than a control device at the dedicated location, which eliminates any risk of unwanted reactivity at the heart.
  • the foot of the insertion element may be identical to a foot of a standard fuel assembly, ie designed to be inserted into a standard opening of a reactor bed, and the base may be placed above any standard opening
  • the device according to the invention can be implanted at any location on the bed base.
  • the base according to the invention can be replaced or moved according to the operating life of the reactor.
  • the solution according to the invention allows some flexibility for heart power management, since a nuclear control device can be inserted into any opening of the core bed.
  • the solution according to the invention considerably improves the safety of an SFR nuclear reactor, since it only allows the insertion of a nuclear control device in a site reserved for it, by preventing the untimely insertion of a fuel assembly at this location.
  • the length of the base is further dimensioned to block, in the event of inadvertent insertion of a fuel assembly into the opening at the dedicated location, said assembly in a position such that its fissile zone is not opposite. from that of another adjacent fuel assembly already inserted into an opening of the bed base.
  • the geometry of the base of the nuclear control device makes it possible to guarantee that the fissile zone of a fuel assembly introduced by mistake into the location dedicated to the device will not be at the level, that is, at the same level. altitude, the fissile area of the assemblies already inserted into the reactor core.
  • the length of the base is further dimensioned so as not to be opposite a fissile zone of an adjacent fuel assembly already inserted in an opening of the bed base.
  • the length of the base is further dimensioned to block, in case of inadvertent insertion of a fuel assembly into the opening at the dedicated location, said assembly in a position such that it can be detected by a control system for handling fuel assemblies in the reactor vessel.
  • the blocking can thus be achieved with an inadvertently inserted assembly which projects at least one meter above the assemblies already inserted into the core.
  • the height difference in the heart between the normal position of a fuel assembly inserted at a location dedicated to it and the wrong one, that is to say with an assembly in abutment against the base and not inserted in the bed base is a function of the position of the fissile zone in the assemblies and consequently of the absorbent zone in a control device according to the invention. This avoids any risk of criticality locally at the assemblies in question or fortuitous divergence.
  • the length of an insertion element considered between the end of the guide sleeve and the foot is equal to the length of a fuel assembly. It is thus possible to carry out the handling of a nuclear control device with the same means and in the same manner as those used for the handling of fuel assemblies in the reactor vessel.
  • the insertion element comprising a shoulder in the form of a truncated cone or spherical between its extension foot and its foot, ⁇ shoulder allowing a sphere / cone support against the inner wall of the opening of the bed base .
  • the base has at least one locking lug, preferably three lugs angularly distributed at 120 ° from one another, which extends (ent) transversely to its axis X2 to lock the positioning of the base against the bed base by wedging (s) the pin (s) by an assembly (s) adjacent fuel (s).
  • the lug advantageously the three lugs 120 ° from each other both to ensure that during the extraction of a nuclear control device according to the invention of the reactor core, the base remains in place, that is to say in support against the bed base of the reactor, and detect any seizure of the insertion element in the female part.
  • the difference of effort at the level of a handling grapple is important because instead of extracting only an insertion element, it supports the weight of the base with one or three fuel assemblies. This variation of effort to be supported by the grapple is easily measurable during extraction.
  • the base preferably has a hexagonal section transversely to its axis X2, identical to the hexagonal section of the casing of a fuel assembly.
  • Guidance and positioning of the base which are difficult to ensure in a liquid metal reactor, particularly liquid sodium, because of the lack of visibility due to the opacity of the liquid metal, and are advantageously achieved by the fuel assemblies which surround it contiguously.
  • the base comprises three locking lugs, removing the three adjacent fuel assemblies which wedge the base by its lugs, holding the other three assemblies in place, then proceeds to the extraction of the base, its guidance then being provided advantageously by the other three assemblies contiguous, remained in place.
  • the guide sleeve has a hexagonal section transversely to its axis X2, identical to the hexagonal section of the casing of a fuel assembly.
  • the material constituting the base has the same coefficient of thermal expansion as that of the extension and the foot of the insertion element. This reduces the risk of seizure by thermal expansion between the base and the insertion element during operation of the reactor.
  • the subject of the invention is also a process for implementing the measuring device which has just been described, the tank being the reactor vessel of a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid metal, such as liquid sodium ( SFR), a method in which the foot of the insertion element is pressed against the bed base around an opening of the reactor at a dedicated location, the insertion element is inserted into the opening through the foot. then the nuclear control rod is moved to accommodate at least part of it in the guide sleeve.
  • liquid metal such as liquid sodium ( SFR)
  • the subject of the invention is a liquid-cooled sodium fast neutron nuclear reactor (SFR), comprising at least one nuclear control device which has just been described, inserted into the bed base of the core while being contiguously surrounded by six SFR fuel assemblies.
  • SFR sodium fast neutron nuclear reactor
  • FIG. 1 is a schematic sectional view of the tank of a SFR sodium-cooled nuclear reactor according to the state of the art, showing different handling positions of a fuel assembly and those of the nuclear control rods;
  • - Figure 2 is an external perspective view of a nuclear fuel assembly according to the invention and already used in a SFR sodium-cooled nuclear reactor;
  • FIG. 3 is a side view in section of a part of a nuclear reactor core SFR made at the level of the upper plate of the bed base respectively showing an authorized insertion position of a fuel assembly, a position of insertion of a nuclear control device according to the invention at a dedicated location and finally an unauthorized position of a fuel assembly at a location dedicated to a control device according to the invention;
  • FIG. 4 is an enlarged view of the lower parts of the fuel assemblies and of a nuclear control device according to FIG. 3;
  • FIG. 4A is a detailed perspective view of the lower part of a fuel assembly and two nuclear control devices according to FIG. 3;
  • FIG. 5 is a perspective view of an embodiment of the base of the nuclear control device according to the invention.
  • FIG. 1 relates to an integrated type SFR nuclear reactor according to the state of the art and showing different handling positions of a fuel assembly to be respectively inserted in the heart and above the heart, as well as the positions of the nuclear control rods 16.
  • FIG. 2 relates to a nuclear fuel assembly according to the invention and already used in an SFR-cooled nuclear reactor. These figures 1 and 2 have already been commented on in the preamble and are therefore not more so hereinafter.
  • the terms “vertical”, “lower”, “upper”, “lower”, “high”, “below” and “above” are to be understood by reference to a tank filled with liquid sodium, a control device according to the invention and respectively of a fuel assembly such that they are in vertical configuration of operation.
  • a fuel assembly 6 vertically has its foot down.
  • the control device 17 vertically has its foot down.
  • the term "next to” is to be understood to mean adjacent and at the same altitude, i.e. at the same depth in the reactor vessel.
  • the absorbent zone 16 'of a nuclear control device 17 is not facing the fissile zone 6' of a fuel assembly 6, it means that it is not at the same depth in the reactor vessel as the fissile zone 6 'even though the nuclear control rod 16 containing it may be adjacent to said assembly 6.
  • the nuclear control device 17 is in its operating configuration, that is to say inserted into a dedicated location within a plurality of fuel assemblies 6 themselves within a reactor core 4 cooled to the liquid metal, with each foot assembly 62 inserted in an opening the upper plate 40A of the bed 40 maintaining the assembly with its axis X vertically.
  • the nuclear control device comprises first of all as a moving part a nuclear control bar 16 containing neutron absorbers defining an absorbing zone 16 '.
  • an element 18 said insertion element of elongate shape along a longitudinal axis XI.
  • This insertion element 18 in the form of a single piece in the example shown, comprises a guide sleeve 180 of the nuclear control bar 16 between an extreme position of withdrawal in which the absorbent zone 16 'is not housed in the sleeve and an engaged end position in which the absorbent zone 16 'is completely opposite a fissile zone of an adjacent fuel assembly when the nuclear control device is inserted into the plurality of fuel assemblies 6. It also comprises a foot 181 inserted in an opening 400 of the upper plate 40A of the bed 40 maintaining the insertion element 18 in the latter with its axis XI parallel to the axis X of the fuel assemblies 6. An extension of the foot 182 is provided between the guide sleeve 180 and the foot 181.
  • the extension 182 is of cross section to the axis XI greater than that of the foot 181.
  • the device 17 also comprises, as a lower fixed part, a pedestal 19, of elongate shape along a longitudinal axis X 2 which is at least in abutment with the opening 400 of the bed 40 at a dedicated location in the installed configuration of the device 17 (FIG. and 4).
  • This base 19 is of female type and is dimensioned to allow the nesting of the extension 182 and the foot 181 with projection thereof beyond the base 19 (right part in Figures 3 and 4) and the interlocking a foot 62 of a fuel assembly 6 but without projecting the latter beyond the base 19 (left part of Figures 3 and 4).
  • the base 19 on the one hand allows the insertion of the foot 181 in the opening 400 (right part in Figures 3 and 4) and on the other hand prevents the insertion of the foot 62 of a fuel assembly 6.1 in this opening 400 (left part of Figures 3 and 4). It is specified here that one designated by a single reference 400, all the openings made in the upper plate 40A of the bed base and dedicated only to the insertion of a foot 181 of an insertion element 18 according to the invention.
  • the length L of the base 19 is dimensioned for both:
  • FIG. 4A shows in detail a fuel assembly 6 between two adjacent pedestals 19 with the support of the right pedestal in the figure made by pressing the assembly 6 on a pin 190.
  • FIG. 5 An advantageous example of a base 19 according to the invention is shown in FIG. 5.
  • the base 19, in one piece, is hexagonal in section identical to that of a fuel assembly 6, and it comprises three locking lugs 190 to 120 ° one of the other transversely to its axis X2. Each of these three lugs 190 is jammed by an adjacent fuel assembly 6. Thus, such locking position of the base 19 ensures that the latter can not be extracted by the handling device at the same time as the insertion element 18.
  • a base 19 can be released by extraction up the reactor of the three contiguous assemblies and resting on the locking lugs 190. Guidance during extraction or during placement and positioning is provided by the other three adjacent fuel assemblies held in place.
  • the base 19 is advantageously made of the same material constituting the foot 181, which makes it possible to avoid any seizure problem by relative thermal expansion between these two elements.
  • the base 19 advantageously has, in its upper end, a portion 191 which allows its gripping, preferably, by the same handling device used for the handling of the fuel assemblies 6 or insertion elements 18 in the tank 10 of the reactor 1.

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Abstract

L'invention concerne un dispositif de contrôle nucléaire (17), destiné à être inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles (6) eux- mêmes au sein d'un coeur (4) de réacteur refroidi au métal liquide, lesdits assemblages (6) de forme allongée selon un axe longitudinal X comportant chacun une enveloppe (6A) avec une portion (60) enveloppant la zone fissile (6') et, une portion formant pied (62) dans le prolongement de l'enveloppe et dont la section transversale à son axe X est inférieure à celle de l'enveloppe (6A), le pied (62) étant inséré dans une ouverture du sommier (40) du coeur (4) en maintenant l'assemblage (6) dans ce dernier avec son axe X à la verticale. Selon l'invention, le dispositif (17) comprend notamment un élément femelle formant socle (19) qui interdit par conception la descente d'un assemblage combustible jusqu'à l'ouverture (400) du sommier (40). Grâce à l'invention, la tentative d'insertion par erreur d'un assemblage combustible (6) en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire (17) à son emplacement dédié n'est pas possible.

Description

Dispositif de contrôle nucléaire pour réacteur refroidi au métal liquide de type RNR Domaine technique
La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») ou tout autre réacteur refroidi avec un métal liquide et qui peut faire partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération.
Dans un réacteur nucléaire SFR, le contrôle permanent des réactions nucléaires en chaîne est assuré grâce à des dispositifs de contrôle nucléaire constitués chacun au moins par des barres de commande nucléaire.
Le caractère non transparent du sodium liquide rend impossible la visualisation des opérations de manutention d'assemblages combustibles nucléaires et des dispositifs de contrôle nucléaire (de commande ou d'arrêt) par un système de caméra. Une des situations qui pourrait être pénalisante est celle selon laquelle lors d'une manutention, on insère en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire un assemblage combustible.
L'invention a donc trait à un nouveau dispositif de contrôle nucléaire pour éviter cette situation.
Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire de type intégré, c'est-à- dire pour lequel le circuit primaire de sodium avec des moyens de pompage est totalement contenu dans une cuve contenant également et des échangeurs de chaleur, l'invention s'applique également à un réacteur de type à boucles, c'est-à-dire pour lequel les échangeurs intermédiaires de chaleur et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve.
Par assemblage combustible, on entend un ensemble formé d'éléments combustibles (contenant de la matière fissile) et chargé et/ou déchargé d'un seul tenant dans/depuis un réacteur nucléaire.
Par assemblage combustible de type RNR-Na ou SFR, on entend un assemblage combustible adapté pour être irradié dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, en particulier du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor »).
Par dispositif de contrôle nucléaire, on entend un dispositif comportant au moins des éléments absorbeurs de neutrons pour contrôler les réactions nucléaires en chaîne dans les assemblages combustibles au sein d'un cœur de réacteur. Etat de la technique
On a représenté en figure 1 , un réacteur nucléaire refroidi au sodium (SFR) avec une architecture de type intégré, tel que déjà retenue en France dans le réacteur « Superphénix » ou tel qu'en projet en France sous l'appellation EFR : voir publication [1].
Un tel réacteur 1 comporte une cuve 2 de réacteur remplie de sodium liquide 3, dit sodium primaire, et à l'intérieur de laquelle est présent le cœur 4. Un bouchon 5, dit bouchon couvercle cœur, est agencé à l'aplomb du cœur 4. Au sein du cœur 4 sont implantés une pluralité d'assemblages combustible 6, dont un seul est représenté en figure 1. Plus exactement, chaque assemblage combustible 6 est inséré dans un supportage, usuellement appelé sommier 40, en dessous du cœur 4 en étant maintenu à la verticale.
Dans un tel réacteur 1, l'extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du cœur 4, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire 3 grâce à des moyens de pompage non représentés, agencés dans la cuve de réacteur 2, vers des échangeurs intermédiaires 7. Ainsi, le sodium primaire entre dans un échangeur intermédiaire 7 par sa fenêtre d'entrée 70 passe à travers les tubes de Γ échangeur, cède sa chaleur au sodium secondaire avant de ressortir par la fenêtre de sortie 71 de l'échangeur. Ainsi, l'extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid par son conduit d'amenée 8 à un échangeur intermédiaire 7 avant d'en ressortir chaud par son conduit de sortie 9. La chaleur extraite est ensuite utilisée pour produire de la vapeur d'eau dans des générateurs de vapeur non représentés, la vapeur produite étant amenée dans une ou plusieurs turbines également non représentés. La(les) turbine(s) transforme(nt) l'énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique.
La cuve de réacteur 2 est séparée en deux zones distinctes 3A, 3B par un dispositif de séparation constitué d'au moins une cuve 10 agencée à l'intérieur de la cuve réacteur 2. Ce dispositif de séparation est également connu sous l'appellation de redan. En général, tel qu'illustré en figure 1, le dispositif de séparation est constitué d'une unique cuve intérieure 10 dont la forme est tronconique dans sa partie basse et cylindrique dans sa partie haute. Tel que décrit et revendiqué dans la demande WO 2010/057720A1, le dispositif de séparation peut être également constitué de deux parois de forme homothétique et à travers chacune desquelles les échangeurs de chaleur sont agencés avec jeu. Tel qu'illustré en figure 1 , la zone 3 A de sodium primaire délimitée intérieurement par la cuve interne 10 collecte le sodium sortant du cœur 4 et alimente les échangeurs intermédiaires 7 : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 3A ou collecteur chaud. La zone 3B de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 10 et la cuve de réacteur 2 collecte le sodium primaire qui a été refroidi dans les échangeurs intermédiaires et alimente les moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide 3B ou collecteur froid. Tel qu'illustré en figure 1 , une étanchéité est réalisée par la cuve interne 10 et autour de tous les composants la traversant, tels que les échangeurs intermédiaires 7: on oblige ainsi le sodium primaire à circuler selon une boucle fermée nécessairement respectivement depuis le cœur 4 vers le collecteur chaud 3A, puis vers les échangeurs intermédiaires 7, le collecteur froid 3B, les moyens de pompage non représentées et à nouveau à travers le cœur.
Tel qu'illustré en figure 1 , la cuve 2 de réacteur est fermée par une dalle de fermeture 11 supportant les différents composants, tels que les échangeurs intermédiaires 7, le bouchon couvercle 5 de cœur et les moyens de pompage. L'espace 12 compris entre la dalle de fermeture 11 et les niveaux libres 30A, 30B du sodium, couramment appelé ciel de pile, est rempli d'un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'Argon.
Lorsqu'on charge un assemblage combustible 6 neuf dans le cœur 4 de réacteur ou que l'on décharge un assemblage combustible usé, c'est-à-dire un assemblage 6 dans lequel il n'y a plus suffisamment de matière fissile pour entretenir des réactions nucléaires au sein du réacteur, on utilise un dispositif de manutention. Un tel dispositif de manutention est par exemple décrit dans le brevet FR 2235462. De manière schématique, un tel dispositif de manutention comprend deux bouchons tournants 13, 14 pouvant tourner dans la dalle de fermeture 11 en étant excentrés par rapport à l'autre et un bras de reprise 15 traversant la dalle de fermeture 11. La position, l'excentricité et les diamètres relatifs de chacun des deux bouchons tournants 13, 14 permettent au bras de reprise de venir se positionner à la verticale de n'importe quel point du cœur 4 et notamment à la verticale de n'importe lequel des assemblages de combustible 6 à implanter ou déjà implantés dans le cœur 4. Le bras de reprise 15 comporte à son extrémité inférieure un grappin de préhension non représenté adapté pour venir attraper un assemblage 6 par sa tête 61 qui forme une tête de préhension. Un assemblage combustible 6 est ainsi attrapé par la grappin, et grâce à un déplacement de translation verticale du grappin porté par le bras de reprise et de rotations appropriés des deux bouchons 13, 14, l'assemblage combustible 6 est transféré.
On a représenté en figure 2 un assemblage combustible 6 déjà utilisé dans un réacteur nucléaire SFR connu sous la dénomination « Phénix ». Un tel assemblage 6 de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d'abord, en tant que portion centrale, un premier tube 60 de section hexagonale qui forme un boîtier et qui enveloppe des crayons de combustible non représentés. L'assemblage comprend, en tant que portion supérieure formant la tête de l'assemblage, un deuxième tube 61 dans le prolongement du premier tube 60 de même section hexagonale que ce tube 60, et qui enveloppe usuellement des pastilles d'absorbant neutronique non représentées. Autrement dit, les tubes 60, 61 forment une même enveloppe tubulaire 6A de section hexagonale identique sur toute sa hauteur. La tête 61 de l'assemblage comporte une ouverture centrale 610 débouchant en son sein. L'assemblage 6 comprend enfin une portion inférieure 62 formant le pied de l'assemblage, un troisième tube 62 dans le prolongement de l'enveloppe 6A, et plus précisément dans le prolongement du premier tube 60. Le pied 62 de l'assemblage présente une extrémité distale 620 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré dans le sommier 40 du cœur 4. Le pied 62 de l'assemblage comporte à sa périphérie des ouvertures 621 débouchant en son sein.
Ainsi, en configuration installée d'un assemblage combustible, c'est-à-dire en position chargée dans le cœur 4 (figure 1), le pied 62 d'un assemblage 6, de forme mâle, est inséré dans une ouverture du sommier 40 du réacteur et en maintenant ainsi l'assemblage 6 dans ce dernier avec son axe longitudinal X à la verticale. Le sodium primaire peut circuler à l'intérieur de l'assemblage 6 et ainsi prendre par conduction thermique la chaleur dégagée par les crayons de combustible. Le sodium est ainsi introduit par les ouvertures 621 du pied 62 et sort par l'ouverture centrale 610 de la tête 61.
Comme mieux illustré en figure 2, la section du pied 62 de l'assemblage est inférieure à la section de la portion centrale 60 de l'assemblage. Le raccord 600 entre ces deux sections 60, 62 forme un épaulement plus ou moins arrondi ou conique de sorte à pouvoir réaliser une liaison de type sphère/cône avec le sommier 40 du cœur 4 de réacteur.
La portion centrale 60 d'un assemblage comprend une pluralité de crayons de combustibles nucléaires. Chaque crayon est sous la forme d'une gaine à l'intérieur de laquelle est empilée une colonne 6' de pastilles de matière fissile au sein desquelles se produisent les réactions nucléaires qui dégagent de la chaleur. Toutes les colonnes 6' définissent ce que l'on dénomme usuellement la zone fissile et est approximativement située à mi-hauteur d'un assemblage 6. Elle est schématisée sous forme d'un rectangle noir en figure 2.
Comme dans tous réacteurs nucléaires, dans le réacteur SFR 1, le contrôle permanent des réactions nucléaires en chaîne est assuré grâce à des dispositifs de contrôle nucléaire constitués chacun au moins par des barres de commande ou d'arrêt, également appelées barres de contrôle, contenant des absorbants de neutrons qui sont, par exemple, à base de bore. Telles qu'illustrées en figure 1 , ces barres 16 sont mobiles à travers le bouchon couvercle cœur 5 dans le cœur 4 du réacteur par un mécanisme non représenté: elles peuvent être remontées ou extraites en fonction du nombre de neutrons à absorber et ainsi piloter le réacteur. Plus exactement, dans un réacteur SFR, une barre 16 est insérée dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles 6 déjà implantés dans le cœur 4.
Une des contraintes de manutention des assemblages combustibles et des dispositifs de contrôle nucléaire dans un réacteur SFR est liée tout d'abord au fait que dans un tel réacteur, l'opacité intrinsèque au caloporteur (sodium liquide) oblige à manutentionner les assemblages et les dispositifs de contrôle dans le cœur du réacteur sans avoir de visualisation directe par un système de visualisation par caméra que l'on peut retrouver notamment dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée.
Ainsi, il existe le risque, lors de la manutention, d'une insertion intempestive d'un assemblage combustible en lieu et place d'un des dispositifs de contrôle nucléaire, ce qui peut conduire à un incident au moins pénalisant quant à sa prise en compte par l'ensemble du système de contrôle nucléaire du réacteur afin d'éviter tout risque de divergence fortuite.
Pour éviter ce risque, il a déjà été proposé dans le réacteur « PHENIX » mis en service en France, de mettre en place dans l'emplacement dédié, un fourreau de guidage d'une barre de contrôle, et de verrouiller en position ce fourreau par les six assemblages combustible l'entourant de manière contigue. Cette solution présente un inconvénient majeur de gonflement sous irradiation de ce fourreau, car celui-ci se retrouve directement en regard des zones fissiles de ces six assemblages. De même, il a déjà été proposé dans le réacteur « SUPERPHENIX », de mettre en place dans l'emplacement dédié, un fourreau de guidage de section extérieure identique à celle hexagonale de l'enveloppe 6A d'un assemblage combustible 6 décrit ci-dessus, avec une barre de contrôle nucléaire coulissant verticalement à l'intérieur de ce fourreau pour contrôler plus ou moins les réactions nucléaires.
Dans les deux réacteurs PHENIX ET SUPERPHENIX, un pion adapté pour séparer les assemblages et/ou les barres de commande en fonction du débit nécessaire à leur refroidissement était implanté au niveau d'une partie dénommée chandelle dans le sommier du cœur. Cette solution présente l'inconvénient majeur d'un risque d'introduction d'un assemblage combustible, par erreur, jusqu'à quelques centimètres de la position normale (risque de criticité avéré) en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire.
Toutefois, dans les deux réacteurs PHENIX ET SUPERPHENIX, le réacteur ne peut pas être démarré en cas d'erreur, c'est-à-dire en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible en lieu et place d'un des dispositifs de contrôle nucléaire. En effet, une serrure d'interdiction qui est agencée au niveau du pied de l'assemblage interdit à l'assemblage d'être complètement inséré dans le sommier. Cela étant, l'erreur d'insertion est prise en compte seulement après que le pied d'un assemblage a déjà été introduit, c'est-à-dire que cet assemblage est déjà couplé avec les autres assemblages au niveau de da zone fissile. Autrement dit, dans les deux réacteurs précités, il subsistait toujours un risque de criticité, c'est-à-dire un risque de déclencher une réaction en chaîne de fission incontrôlée.
Le but général de l'invention est de pallier tout ou partie des inconvénients de l'art antérieur et donc de proposer une solution pour augmenter la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium liquide RNR-Na ou SFR, plus généralement au métal liquide, équipés de dispositifs de contrôle nucléaire, notamment en interdisant la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un tel dispositif.
Un but particulier de l'invention est de proposer une solution pour interdire la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire tout en minimisant les risques de gonflement sous irradiation de ses éléments. Un autre but particulier de l'invention est d'interdire la possibilité d'insertion d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire tout en autorisant la reconfiguration du cœur du réacteur nucléaire, c'est-à-dire la possibilité d'agencer à souhait des assemblages combustibles et des dispositifs de contrôle nucléaire les uns par rapport aux autres dans le cœur du réacteur.
Exposé de l'invention
Pour ce faire, l'invention a pour objet un dispositif de contrôle nucléaire, destiné à être inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles eux-mêmes au sein d'un cœur de réacteur refroidi au métal liquide, lesdits assemblages de forme allongée selon un axe longitudinal X comportant chacun une enveloppe avec une portion enveloppant la zone fissile et, une portion formant pied dans le prolongement de l'enveloppe et dont la section transversale à son axe X est inférieure à celle de l'enveloppe, le pied étant inséré dans une ouverture du sommier du cœur en maintenant l'assemblage dans ce dernier avec son axe X à la verticale,
le dispositif de contrôle nucléaire comprenant:
- au moins une barre de contrôle nucléaire contenant des absorbeurs de neutrons définissant une zone absorbante;
- un élément dit élément d'insertion, de forme allongée selon un axe longitudinal XI comprenant :
*une enveloppe formant fourreau de guidage de la barre de contrôle nucléaire entre une position extrême de retrait dans laquelle la zone absorbante n'est pas logée dans le fourreau et une position extrême engagée dans laquelle la zone absorbante est complètement en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent lorsque le dispositif de contrôle nucléaire est inséré au sein de la pluralité d'assemblages combustibles,
• une portion formant pied, destinée à être insérée dans une ouverture du sommier du cœur en maintenant l'élément d'insertion dans ce dernier avec son axe XI parallèle à l'axe X des assemblages combustibles,
• une portion formant rallonge de pied entre le fourreau de guidage et le pied; la rallonge étant de section transversale à l'axe XI supérieure à celle du pied ; la rallonge de pied et le pied étant de type mâle, - un élément de type femelle formant socle, de forme allongée selon un axe longitudinal X2, dimensionnée pour permettre l'emboîtement de la rallonge et du pied de l'élément d'insertion avec saillie de ce dernier au-delà du socle et, le cas échéant, l'emboîtement d'un pied d'un assemblage combustible mais sans saillie de ce dernier au- delà du socle, le socle étant destiné à être au moins en appui contre l'ouverture du sommier à l'emplacement dédié de sorte d'une part à permettre l'insertion du pied de l'élément d'insertion dans cette ouverture et d'autre part à empêcher l'insertion du pied d'un assemblage combustible dans cette ouverture.
Autrement dit, le dispositif de contrôle nucléaire est constitué essentiellement en trois parties distinctes, à savoir respectivement de bas en haut en configuration installée dans le cœur du réacteur:
- une partie fixe inférieure à fonction d'anti-insertion dans le sommier d'un assemblage combustible,
- une partie mobile formée par au moins une barre de contrôle contenant les absorbants neutroniques et permettant le pilotage du réacteur nucléaire,
- une partie fixe supérieure assurant le guidage en hauteur de la partie mobile pour contrôler plus ou moins les réactions nucléaires.
Grâce à l'invention, la tentative d'insertion par erreur d'un assemblage combustible en lieu et place d'un dispositif de contrôle nucléaire à son emplacement dédié n'est pas possible car le socle interdit par conception la descente dudit assemblage combustible jusqu'à l'ouverture du sommier.
Ainsi, le socle selon l'invention qui interdit lors des opérations de manutention la mise en place d'un assemblage combustible autre qu'un dispositif de contrôle à l'emplacement dédié, ce qui élimine tout risque de réactivité indésirable au niveau du cœur.
En outre, du fait que le pied de l'élément d'insertion peut être identique à un pied d'un assemblage combustible standard, i.e. conçu pour être inséré dans une ouverture standard d'un sommier de réacteur, et que le socle peut être posé au-dessus de n'importe quelle ouverture standard, le dispositif selon l'invention peut être implanté à n'importe quel emplacement sur le sommier. Le socle selon l'invention peut être remplacé ou déplacé au gré de la vie en fonctionnement du réacteur. Autrement dit, la solution selon l'invention autorise une certaine flexibilité pour la gestion de puissance du cœur, puisqu'un dispositif de contrôle nucléaire peut être inséré dans n'importe quelle ouverture du sommier du cœur.
Comparé aux solutions selon l'état de l'art utilisées jusqu'à ce jour, la solution selon l'invention améliore considérablement la sûreté d'un réacteur nucléaire SFR, puisque elle autorise uniquement l'insertion d'un dispositif de contrôle nucléaire dans un emplacement qui lui est réservé, en empêchant l'insertion intempestive d'un assemblage combustible à cet emplacement.
Avantageusement, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle que sa zone fissile n'est pas en regard de celle d'un autre assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier. Autrement dit, la géométrie du socle du dispositif de contrôle nucléaire permet de garantir que la zone fissile d'un assemblage combustible introduit par erreur dans l'emplacement dédié au dispositif ne sera pas au niveau, c'est-à-dire à la même altitude, de la zone fissile des assemblages déjà insérés dans le cœur du réacteur.
De préférence, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour ne pas être en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier. Cela permet au socle de ne pas être soumise au flux intense de neutrons des zones fissiles des assemblages combustibles insérés dans le cœur et qui l'entoure de manière contigue, puisqu'elle se situe en dessous de ces dernières. On évite ainsi, à tout le moins on réduit, fortement le risque de gonflement sous irradiation de la pièce femelle.
De préférence encore, la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle qu'il puisse être détecté par un système de contrôle de manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur. Le blocage peut être ainsi réalisé avec un assemblage inséré de manière intempestif qui fait saillie d'au moins un mètre au-dessus des assemblages déjà insérés en cœur. Bien évidemment, la différence de hauteur dans le cœur entre la position normale d'un assemblage combustible inséré à un emplacement qui lui est dédié et celle erronée, c'est-à-dire avec un assemblage en butée contre le socle et non insérée dans le sommier, est fonction de la position de la zone fissile dans les assemblages et par voie de conséquence de la zone absorbante dans un dispositif de contrôle selon l'invention. On évite ainsi tout risque de criticité localement au niveau des assemblages en cause ou de divergence fortuite.
Selon une caractéristique avantageuse, la longueur d'un élément d'insertion considérée entre l'extrémité du fourreau de guidage et le pied est égale à la longueur d'un assemblage combustible. On peut ainsi réaliser la manutention d'un dispositif de contrôle nucléaire avec les mêmes moyens et de la même manière que ceux utilisés pour la manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur.
Selon une autre caractéristique avantageuse, l'élément d'insertion comportant un épaulement en forme de tronc de cône ou sphérique entre sa rallonge de pied et son pied, Γ épaulement permettant un appui sphère/cône contre la paroi intérieure de l'ouverture du sommier.
Selon une variante de réalisation avantageuse, le socle présente au moins un ergot de verrouillage, de préférence trois ergots répartis angulairement à 120° l'un de l'autre, qui s'étend (ent) transversalement à son axe X2 pour verrouiller le positionnement du socle contre le sommier par coincement de(s) l'ergot(s) par un (des) assemblage(s) combustible adjacent(s). L'ergot, avantageusement les trois ergots à 120° l'un de l'autre permettent à la fois de s'assurer que lors de l'extraction d'un dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention du cœur du réacteur, le socle reste en place, c'est-à-dire en appui contre le sommier du réacteur, et de détecter un éventuel grippage de l'élément d'insertion dans la pièce femelle. Sur ce dernier point, en effet, en cas de grippage lors de l'extraction vers le haut du réacteur entre le socle et l'élément d'insertion selon l'invention, la différence d'effort au niveau d'un grappin de manutention est importante car au lieu d'extraire uniquement un élément d'insertion, ce dernier supporte le poids du socle avec un, voire trois assemblages combustibles. Cette variation d'effort à supporter par le grappin de manutention est facilement mesurable lors de l'extraction.
Le socle présente de préférence une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe d'un assemblage combustible. Le guidage et le positionnement du socle, qui sont délicats à assurer dans un réacteur à métal liquide, notamment à sodium liquide, à cause de l'absence de visibilité due à l'opacité du métal liquide, sont ainsi avantageusement réalisés par les assemblages combustibles qui l'entourent de manière contigue. En cas de reconfiguration du cœur, lorsque le socle comporte trois ergots de verrouillage, on retire les trois assemblages combustibles contigus qui coincent le socle par ses ergots, en maintenant les trois autres assemblages en place, puis on procède l'extraction du socle, son guidage étant alors assuré avantageusement par les trois autres assemblages contigus, restés en place.
Avantageusement, le fourreau de guidage présente une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe d'un assemblage combustible. On permet ainsi un guidage aisé de l'élément d'insertion par six assemblages combustibles qui l'entourent de manière contigue.
De préférence, le matériau constitutif du socle a un même coefficient de dilatation thermique que celui de la rallonge et du pied de l'élément d'insertion. On réduit ainsi le risque de grippage par dilatation thermique entre le socle et l'élément d'insertion au cours du fonctionnement du réacteur.
L'invention a également pour objet un procédé de mise en œuvre du dispositif de mesure qui vient d'être décrit, la cuve étant la cuve de réacteur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au métal liquide, tel que du sodium liquide (SFR) , procédé selon lequel on met en appui le pied de l'élément d'insertion contre le sommier autour d'une ouverture du réacteur à un emplacement dédié, on insère l'élément d'insertion dans l'ouverture à travers le pied puis on déplace la barre de contrôle nucléaire pour la loger au moins en partie dans le fourreau de guidage.
L'invention a enfin pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (SFR), comportant au moins un dispositif de contrôle nucléaire qui vient d'être décrit, inséré dans le sommier du cœur en étant entouré de manière contigue par six assemblages combustibles SFR.
Description détaillée
D'autres avantages et caractéristiques de l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée de l'invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes parmi lesquelles :
- la figure 1 est une vue en coupe schématique de la cuve d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR selon l'état de l'art, montrant différentes positions de manutention d'un assemblage combustible ainsi que celles des barres de contrôle nucléaire; - la figure 2 est une vue externe en perspective d'un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR ;
- la figure 3 est une vue de côté et en coupe d'une partie d'un cœur de réacteur nucléaire SFR réalisée au niveau de la plaque supérieure du sommier montrant respectivement une position d'insertion autorisée d'un assemblage combustible, une position d'insertion d'un dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention à un emplacement dédié et enfin une position non autorisée d'un assemblage combustible à un emplacement dédié à un dispositif de contrôle selon l'invention ;
- la figure 4 est une vue agrandie des parties inférieures des assemblages combustible et d'un dispositif de contrôle nucléaire selon la figure 3 ;
- la figure 4 A est une vue de détail en perspective de la partie inférieure d'un assemblage combustible et deux dispositifs de contrôle nucléaire selon la figure 3 ;
- la figure 5 est une vue en perspective d'un exemple de réalisation du socle du dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention.
La figure 1 est relative à un réacteur nucléaire SFR de type intégré selon l'état de l'art et montrant différentes positions de manutention d'un assemblage 6 combustible à savoir respectivement inséré dans le cœur et au-dessus du cœur, ainsi que les positions des barres de contrôle nucléaire 16. La figure 2 est relative à un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR. Ces figures 1 et 2 ont déjà été commentées en préambule et ne le sont donc pas plus ci-après.
Par souci de clarté, les mêmes références désignant les mêmes éléments de réacteur, d'assemblage combustible et de dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention sont utilisées pour toutes les figures 1 à 5.
Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve remplie de sodium liquide, un dispositif de contrôle selon l'invention et respectivement d'un assemblage combustible tels qu'ils sont en configuration verticale de fonctionnement. Ainsi, dans une configuration de fonctionnement installée en cœur, un assemblage combustible 6 à la verticale a son pied vers le bas. De même, dans une configuration de fonctionnement installée en cœur, le dispositif de contrôle 17 à la verticale a son pied vers le bas.
Dans l'ensemble de la présente demande, l'expression « en regard de » est à comprendre comme signifiant adjacent et à la même altitude, i.e. à la même profondeur dans la cuve de réacteur. Ainsi, lorsque la zone absorbante 16' d'un dispositif de contrôle nucléaire 17 n'est pas en regard de la zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6, cela signifie qu'elle n'est pas à la même profondeur dans la cuve de réacteur que la zone fissile 6' même si la barre de contrôle nucléaire 16 la contenant peut être adjacente audit assemblage 6.
Tel qu'illustré en figure 3, le dispositif de contrôle nucléaire 17 est dans sa configuration de fonctionnement, c'est-à-dire inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles 6 eux-mêmes au sein d'un cœur 4 de réacteur refroidi au métal liquide, avec chaque pied 62 d'assemblage inséré dans une ouverture la plaque supérieure 40A du sommier 40 en maintenant l'assemblage avec son axe X à la verticale.
Le dispositif de contrôle nucléaire selon l'invention comprend tout d'abord en tant que partie mobile une barre de contrôle nucléaire 16 contenant des absorbeurs de neutrons définissant une zone absorbante 16'.
Il comprend également en tant que partie fixe supérieure, un élément 18 dit élément d'insertion, de forme allongée selon un axe longitudinal XI .
Cet élément d'insertion 18, sous forme d'une pièce monobloc dans l'exemple représenté, comprend un fourreau de guidage 180 de la barre de contrôle nucléaire 16 entre une position extrême de retrait dans laquelle la zone absorbante 16' n'est pas logée dans le fourreau et une position extrême engagée dans laquelle la zone absorbante 16' est complètement en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent lorsque le dispositif de contrôle nucléaire est inséré au sein de la pluralité d'assemblages combustibles 6. Il comprend également un pied 181 inséré dans une ouverture 400 de la plaque supérieure 40A du sommier 40 en maintenant l'élément d'insertion 18 dans ce dernier avec son axe XI parallèle à l'axe X des assemblages combustibles 6. Une rallonge de pied 182 est prévue entre le fourreau de guidage 180 et le pied 181. La rallonge 182 est de section transversale à l'axe XI supérieure à celle du pied 181. Le dispositif 17 comprend également en tant que partie fixe inférieure un socle 19, de forme allongée selon un axe longitudinal X2 qui est au moins en appui contre l'ouverture 400 du sommier 40 à un emplacement dédié en configuration installée du dispositif 17 (figures 3 et 4). Ce socle 19 est de type femelle et est dimensionné pour permettre l'emboîtement de la rallonge 182 et du pied 181 avec saillie de ce dernier au- delà du socle 19 (partie de droite sur les figures 3 et 4) et l'emboîtement d'un pied 62 d'un assemblage combustible 6 mais sans saillie de ce dernier au-delà du socle 19 (partie de gauche des figures 3 et 4). Ainsi, le socle 19 d'une part permet l'insertion du pied 181 dans l'ouverture 400 (partie de droite sur les figures 3 et 4) et d'autre part empêche l'insertion du pied 62 d'un assemblage combustible 6.1 dans cette ouverture 400 (partie de gauche des figures 3 et 4). On précise ici qu'on a désigné par une seule et même référence 400, toutes les ouvertures réalisées dans la plaque supérieure 40A du sommier et dédiées uniquement à l'insertion d'un pied 181 d'un élément d'insertion 18 selon l'invention.
Comme mieux illustré en figure 3, la longueur L du socle 19 est dimensionnée à la fois pour :
empêcher la zone fissile 6 M d'un assemblage combustible 6 introduit par erreur dans le socle 19 de venir au niveau de la zone fissile 6' des autres assemblages combustibles correctement insérés dans le cœur du réacteur ; c'est-à-dire empêcher la zone fissile 6'.1 d'être en regard d'une zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6 adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier ;
empêcher tout point du socle 19 d'être en regard d'une zone fissile 6' d'un assemblage combustible 6 adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier ;
bloquer l'assemblage combustible 6.1 inséré de manière intempestive dans une position telle qu'il puisse être détecté par un système de contrôle de manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur ; typiquement l'assemblage 6.1 fait saillie d'une hauteur d'au moins lm au-dessus des assemblages 6 correctement insérés dans le cœur.
Comme mieux illustré en figure 4, il est prévu un épaulement 183 en forme de tronc de cône ou sphérique entre la rallonge 182 et le pied 181 de l'élément d'insertion. Cet épaulement permet un appui sphère/cône contre la paroi intérieure de l'ouverture 400 du sommier 40. La figure 4A montre en détail un assemblage combustible 6 entre deux socles adjacents 19 avec le maintien du socle de droite sur la figure réalisé par appui de l'assemblage 6 sur un ergot 190.
Un exemple avantageux de socle 19 selon l'invention est représenté en figure 5. Le socle 19, en une seule pièce monobloc, est de section hexagonale identique à celle d'un assemblage combustible 6, et il comprend trois ergots de verrouillage 190 à 120° l'un de l'autre transversalement à son axe X2. Chacun de ces trois ergots 190 est coincé par un assemblage combustible 6 adjacent. Ainsi, un tel verrouillage en position du socle 19 permet de s'assurer que ce dernier ne peut pas être extrait par le dispositif de manutention en même temps que l'élément d'insertion 18. En cas de reconfiguration du cœur, c'est-à- dire un changement relatif de position des assemblages combustibles 6 et de dispositifs de contrôle nucléaire selon l'invention 17, un socle 19 peut être libéré par extraction vers le haut du réacteur des trois assemblages contigûes et en appui sur les ergots de verrouillage 190. Le guidage lors de l'extraction ou lors de la mise en place et le positionnement est assuré par les trois autres assemblages combustibles contigus maintenus insérés à leur place.
Le socle 19 est avantageusement réalisé dans le même matériau constitutif du pied 181, ce qui permet d'éviter tout problème de grippage par dilatation thermique relative entre ces deux éléments.
Le socle 19 présente avantageusement, dans son extrémité supérieure, une portion 191 qui permet sa préhension, préférentiellement, par le même dispositif de manutention utilisé pour la manutention des assemblages combustibles 6 ou des éléments d'insertion 18 dans la cuve 10 du réacteur 1.
L'invention n'est pas limitée aux exemples qui viennent d'être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. Référence citée
[1] : Manuel « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » - Les techniques de l'Ingénieur B 3 171

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif de contrôle nucléaire (17), destiné à être inséré dans un emplacement dédié au sein d'une pluralité d'assemblages combustibles eux-mêmes au sein d'un cœur (4) de réacteur refroidi au métal liquide, lesdits assemblages (6) de forme allongée selon un axe longitudinal X comportant chacun une enveloppe (6A) avec une portion (60) enveloppant la zone fissile (6') et, une portion formant pied (62) dans le prolongement de l'enveloppe et dont la section transversale à son axe X est inférieure à celle de l'enveloppe (6A), le pied (62) étant inséré dans une ouverture du sommier (40) du cœur en maintenant l'assemblage (6) dans ce dernier avec son axe X à la verticale,
le dispositif de contrôle nucléaire (17), comprenant:
au moins une barre de contrôle nucléaire (16) contenant des absorbeurs de neutrons définissant une zone absorbante;
un élément (18) dit élément d'insertion, de forme allongée selon un axe longitudinal XI comprenant :
· une enveloppe (180) formant fourreau de guidage de la barre de contrôle nucléaire entre une position extrême de retrait dans laquelle la zone absorbante n'est pas logée dans le fourreau et une position extrême engagée dans laquelle la zone absorbante est complètement en regard d'une zone fissile d'un assemblage combustible adjacent lorsque le dispositif de contrôle nucléaire est inséré au sein de la pluralité d'assemblages combustibles,
• une portion formant pied (181), destinée à être insérée dans une ouverture du sommier du cœur en maintenant l'élément d'insertion dans ce dernier avec son axe XI parallèle à l'axe X des assemblages combustibles (6),
• une portion formant rallonge de pied (182) entre le fourreau de guidage et le pied; la rallonge étant de section transversale à l'axe XI supérieure à celle du pied ; la rallonge de pied et le pied étant de type mâle,
un élément de type femelle formant socle (19), de forme allongée selon un axe longitudinal X2, dimensionnée pour permettre l'emboîtement de la rallonge et du pied (181) de l'élément d'insertion avec saillie de ce dernier au-delà du socle et, le cas échéant, l'emboîtement d'un pied (62) d'un assemblage combustible mais sans saillie de ce dernier au-delà du socle, le socle étant destiné à être au moins en appui contre l'ouverture (400) du sommier à l'emplacement dédié de sorte d'une part à permettre l'insertion du pied de l'élément d'insertion dans cette ouverture et d'autre part à empêcher l'insertion du pied d'un assemblage combustible dans cette ouverture.
2. Dispositif de contrôle nucléaire selon revendication 1, caractérisé en ce que la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle que sa zone fissile n'est pas en regard de celle d'un autre assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier.
3. Dispositif de contrôle nucléaire selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que la longueur du socle est en outre dimensionnée pour ne pas être en regard d'une zone fissile (6') d'un assemblage combustible adjacent déjà inséré dans une ouverture du sommier.
4. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que la longueur du socle est en outre dimensionnée pour bloquer, en cas d'insertion intempestive d'un assemblage combustible dans l'ouverture à l'emplacement dédié, ledit assemblage dans une position telle qu'il puisse être détecté par un système de contrôle de manutention des assemblages combustibles dans la cuve de réacteur.
5. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que la longueur d'un élément d'insertion considérée entre l'extrémité du fourreau de guidage et le pied est égale à la longueur d'un assemblage combustible.
6. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, l'élément d'insertion comportant un épaulement (183) en forme de tronc de cône ou sphérique entre sa rallonge de pied (182) et son pied (181), l'épaulement permettant un appui sphère/cône contre la paroi intérieure de l'ouverture du sommier.
7. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le socle présentant au moins un ergot de verrouillage (190), de préférence trois ergots répartis angulairement à 120° l'un de l'autre, qui s'étend(ent) transversalement à son axe X2 pour verrouiller le positionnement du socle contre le sommier (40) par coincement de(s) l'ergot(s) par un (des) assemblage(s) combustible adjacent(s).
8. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le socle présentant une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe (6A) d'un assemblage combustible (6).
9. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le fourreau de guidage présentant une section hexagonale transversalement à son axe X2, identique à la section hexagonale de l'enveloppe (6A) d'un assemblage combustible (6).
10. Dispositif de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le matériau constitutif du socle ayant un même coefficient de dilatation thermique que celui de la rallonge et du pied de l'élément d'insertion.
11. Procédé de mise en œuvre du dispositif de de contrôle nucléaire selon l'une des revendications précédentes, la cuve étant la cuve de réacteur (2) d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au métal liquide, tel que du sodium liquide (SFR), procédé selon lequel on met en appui le pied (181) de l'élément d'insertion (18) contre le sommier (40) autour d' une ouverture (400) du réacteur à un emplacement dédié, on insère l'élément d'insertion dans l'ouverture (400) à travers le socle (19) puis on déplace la barre de contrôle nucléaire (16) pour la loger au moins en partie dans le fourreau de guidage (180).
12. Réacteur nucléaire (1) à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (SFR), comportant au moins un dispositif de contrôle nucléaire (17) selon l'une des revendications
1 à 10, inséré dans le sommier (40) du cœur en étant entouré de manière contigue par six assemblages (6) combustibles SFR.
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Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2020155133A (ja) * 2015-08-28 2020-09-24 スワールズ，インコーポレイテッド ネットワーク内の分散データベースのための方法及び装置
US11222006B2 (en) 2016-12-19 2022-01-11 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for a distributed database that enables deletion of events
US11232081B2 (en) 2015-08-28 2022-01-25 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for a distributed database within a network
US11256823B2 (en) 2017-07-11 2022-02-22 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for efficiently implementing a distributed database within a network
US11475150B2 (en) 2019-05-22 2022-10-18 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for implementing state proofs and ledger identifiers in a distributed database
US11537593B2 (en) 2017-11-01 2022-12-27 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for efficiently implementing a fast-copyable database
US11677550B2 (en) 2016-11-10 2023-06-13 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database including anonymous entries
US11734260B2 (en) 2015-08-28 2023-08-22 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database within a network
US11797502B2 (en) 2015-08-28 2023-10-24 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database within a network

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR3035259B1 (fr) * 2015-04-14 2017-04-28 Comex Nucleaire Dispositif de manutention de barre absorbante de controle d'un reacteur nucleaire.

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1300873A (fr) * 1961-06-27 1962-08-10 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux dispositifs commandant le déplacement des barres de compensation et de sécurité dans les réacteurs nucléaires
FR2115449A1 (fr) * 1970-11-28 1972-07-07 Interatom
FR2235462A1 (fr) 1973-06-27 1975-01-24 Commissariat Energie Atomique
EP0178604A1 (fr) * 1984-10-12 1986-04-23 Hitachi, Ltd. Réacteur rapide surrégénérateur
JPH0495895A (ja) * 1990-08-10 1992-03-27 Toshiba Corp 高速増殖炉
WO2010057720A1 (fr) 2008-11-19 2010-05-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Reacteur nucleaire sfr de type integre compact et a fonctionnement par convection ameliore

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1300873A (fr) * 1961-06-27 1962-08-10 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux dispositifs commandant le déplacement des barres de compensation et de sécurité dans les réacteurs nucléaires
FR2115449A1 (fr) * 1970-11-28 1972-07-07 Interatom
FR2235462A1 (fr) 1973-06-27 1975-01-24 Commissariat Energie Atomique
EP0178604A1 (fr) * 1984-10-12 1986-04-23 Hitachi, Ltd. Réacteur rapide surrégénérateur
JPH0495895A (ja) * 1990-08-10 1992-03-27 Toshiba Corp 高速増殖炉
WO2010057720A1 (fr) 2008-11-19 2010-05-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Reacteur nucleaire sfr de type integre compact et a fonctionnement par convection ameliore

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2020155133A (ja) * 2015-08-28 2020-09-24 スワールズ，インコーポレイテッド ネットワーク内の分散データベースのための方法及び装置
US11232081B2 (en) 2015-08-28 2022-01-25 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for a distributed database within a network
US11734260B2 (en) 2015-08-28 2023-08-22 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database within a network
US11797502B2 (en) 2015-08-28 2023-10-24 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database within a network
US11677550B2 (en) 2016-11-10 2023-06-13 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database including anonymous entries
US11222006B2 (en) 2016-12-19 2022-01-11 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for a distributed database that enables deletion of events
US11657036B2 (en) 2016-12-19 2023-05-23 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for a distributed database that enables deletion of events
US11256823B2 (en) 2017-07-11 2022-02-22 Swirlds, Inc. Methods and apparatus for efficiently implementing a distributed database within a network
US11681821B2 (en) 2017-07-11 2023-06-20 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for efficiently implementing a distributed database within a network
US11537593B2 (en) 2017-11-01 2022-12-27 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for efficiently implementing a fast-copyable database
US11475150B2 (en) 2019-05-22 2022-10-18 Hedera Hashgraph, Llc Methods and apparatus for implementing state proofs and ledger identifiers in a distributed database

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