Brevet FR2210801A1 — publié le 19740712

La présente invention a pour objet un procédé et un dispositif de protection passive d'un réacteur nucléaire, notamment du type à neutrons rapides. De façon plus précise, l'invention concerne un procédé et un dispositif qui permettent, en cas d'accroissements trop importants de réactivité ou de température dans le réacteur, de produire une anti ré activité si les protections actives prévues dans le réacteur n'intervenaient pas. On sait que, dans un réacteur nucléaire, les barres absorbantes ayant la propriété de capturer les neutrons peuvent jouer à la fois un rôle de pilotage de la puissance du réacteur, à et un rible de sûreté, qui consistent/insérer le plus rapidement possible lesdites barres absorbantes dans le coeur, afin de le rendre-sous critique dès qu'un défaut qui peut conduire à un accident est si-gnalé (perte cl'alimentation électrique sur les organes de contrôle, perte de la-pression ou des moyens de mise en circulation du réfrigérant, accroissement trop important de la réactivité, de la température ou de la pression etc.) La strette de l'installation est alors obtenue par une certaine redondance de moyens.On peut séparer les-barres absorbantes en groupes indEpendants actionnés dans leur fonction sûreté par des chaînes de mesure, de relayage et de commande indépendantes et physiquement séparées dans tous leurs cheminements. Quelle que soit la redondance des moyens d'arrêt du réacteur, on préfère toujours avoir recours à une action passive plutôt q.u1à une action active pour introduire dans le coeur du réacteur l'antiréactivité dont on a besoin pour amener le réacteur à un état'sous-critique. Ainsi, en cas de perte de l'alimentation électrique assurant le contre du réacteur, ou la circulation du- réfrigérant, on peut assurer de façon passive la chute par gravité de de-barres -absorbantes préalablement suspendues au-dessus du coeur par un électro-aimant alimenté par le meme réseau. Jusqu'ici cependant, la protection contre les accroissements trop importants de réactivité ou de température a toujours fait appel à une chaine formée d'un détecteur assurant la mesure, d'un organe de traitement de cette mesure, et d'un relayage électro-mécanique assurant le mouvement d'une barre absorbante. I1 s'agit donc d une chaîne active avec des parties extérieures au coeur du réacter proprement dit, et de ce fait, plus sensible à d'éventuels chutes d'avions, incendies, sabotages, tremblements de terre ou inondations. La présente invention a précisément pour objet un procédé et un dispositif qui pallient les inconvénients cités ci-dessus, dans la mesure où ils sont rigoureusement passifs et intérieurs au coeur du réacteur. Le procédé de protection passive du coeur d'un réacteur nucléaire se caractérise en ce qu'on place dans le coeur du réacteur un certain nombre d'éléments combustibles verticaux, dits de "sûreté > ', avec un canal axial ayant un diamètre suffisamment grand pour que le combustible formant la paroi de ce canal et qui de par sa température initiale fondra en premier, puisse s'écouler librement sous l'effet de la gravité entre la mihauteur dudit élément et sa base lorsculil se produira une excursion dangereuse de la densité de flux de neutrons. Le dispositif pour la mise en oeuvre du procédé se caractérise en ce que chaque élément de 'sûreté" est constitué comme le combustible normal par un empilement de pastilles de combustible enfermé dans une gaine, chaque pastille comportant par contre un orifice central de section telle que la portion de combustible fondue puisse s'écouler par gravité jusqu'à la partie basse dudit élément combustible. De toutes façons, l'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit de plusieurs exemples de mise en oeuvre du procédé conforme à l'invention. La description se réfère aux figures annexées sur lesquelles on a représenté: - sur la figure 1, une coupe axiale d'un élément de combustible montrant un elément de combustible ordinaire, - sur la figure 2, une coupe axiale d'un élément de combustible illustrant le procédé selon l'invention, et - sur la figure 3, une variante de réalisation de mise en oeuvre dudit procédé. On va décrire la mise en oeuvre du procédé appliquée au cas des réacteurs à neutrons rapides dont les éléments combustibles, disposés verticalement, sont formés de pastilles d'oxyde d'uranium fritté ou de tout autre composé chimique solide contenant de l'uranium et du plutonium tenus dans des gaines cylinariques verticales d'un seul tenant sur toute la hauteur du coeur. Ces pastilles frittées sont soit pleines, soit percées verticalement en leur centre d'un petit orificecapil- laire. Ces pastilles sont superposées pour former à l'intérieur de la gaine une colonne verticale. Ces éléments combustibles verticaux-sont regroupés, par quelques centaines, en "assemblages combustibles" dont la juxtaposition de quelques centaines forme le coeur du réacteur. Ainsi formé, le coeur impose à chacun des éléments combustibles qui le constitue une densité de flux de neutrons qui, en raison des fuites de neutrons vers l'extérieur, est toujours plus importante- au centre qu'à la périphérie. Le long d'un axe vertical, le dégagement de chaleur par unité de volume de-combustible (supposé homogène dans son enrichissement en isotopes-fissiles au sein d'un même élément combustible). est nettement plus élevé (le double et plus) à mi-hauteur du coeur qu'à ses limites inférieure et supérieure. Aussi, en marche normale, le point le plus chaud (environ 2300"C) est le centre de la pastille situé à mi-hauteur du coeur. Eh cas d'accroissement trop important des températures, du à un débit -insuffisant du réfrigérant ou à un accroissement trop important de'la densité de flux de neutrons,'c'est ce point le plus chaud qui Va commencer par fondre vers 28000C, alors que le long de la gaine le combustible, plus froid de 15000 à 2000pu va rester å l'état solide et protéger ladite gaine dont l'intégrité est un élément essentiel et caractéristique de notre procédé. on a représenté sur la figure 1 un élément de combustible 2, constitué par un empilement de pastilles 4 d'oxyde d'uranium olt t Byde mixte d'uranium et de plutonium entouré par une gaine métallique 6 (par exemple en acier austénitique. Dans l'empilement de pastilles d'oxyde combustible 4,on a ménagé un canal axial capillaire 8.Ce canal axial a bien sûr un faible diamètre afin que la fraction volumétrique de vide dans le coeur reste très petite: par exemple si le diamètre de l'élément combustible est de 7mm, ce diamètre vaut 2mm. Sous l'action d'une densité de flux de néutrons et d'une température excessive régnant dans le réacteur, on constate que dans la zone centrale de l'élément de combustible-2, référencée P sur la figure, on a fusion de l'oxyde combustible dans les zones 10 sur toute la périphérie du canal axial 8. Le combustible fondu 12 se rassemble en une goutte qui forme bouchon, compte tenu du faible diamètre du canal 8. On peut donc dire que la totalité du combustible fondu reste ainsi dans la-zone P. Sur la figure 2, on a représenté un élément combustible 2' dit "de "strette", conforme à la présente invention constitué par de l'oxyde combustible 4' et sa gaine de protection 6', avec un canal axial 8' de fort diamètre Par exemple, ce diamètre vaut 10 mm pour un diamètre de l'élément combustible de 15 mm, ce qui donne dans les deux cas la même épaisseur de combustible. On constate, que dans la zone P correspondant à la mi-hauteur de l'élément combustible, on a fusion de l'oxyde en cas d'élévation excessive de la densité de flux de neutrons dans le réacteur. Dans la zone annulaire 10' le combustible fond. Comme le diamètre est important, au lieu de former goutte, le combustible fondu 12' descend sous forme d'anneau le long des parois internes du canal 8' jusqu'à ce qu'il atteigne le bas de l'élément combustible. Tant que le combustible fondu 12' reste soumis au flux neutronique du coeur, il se surchauffe sous forme liquide et continue à "descendre" non seulement sans se solidifier à la paroi mais en ayant même tendance a entraîner une partie de celle-ci sous forme liquide en raison de la surépaisseur de combustible existant lors du passage dudit anneau liquide 12'. On voit donc que, grâce a ce procédé, on enlève automatiquement une partie du matériau fissile dans la zone du flux neutronique maximal pour le reporter dans une zone de flux plus faible, c ci ntraine une diminution de la réactivité du coeur et par là même l'arrêt de l'excursion de réactivité. I1 est à observer que I dispositif n'intervient qu'après et puis en parallèle avec les coefficients de température négatifs pour contrôler les excursions de réactivité et de température. I1 n'agit donc que pour renforcer une contreréaction lorsque celle-ci n'a pas été assez importante pour maîtriser l'excursion avant que la fusion à coeur ne se produise. La constante de temps propre à ce dispositif de sureté, qui s'apparente à la constante de temps d'une barre absorbante tombant par effet de gravité, est sans doute importante pour arreter à bas niveau une excursion de réactivité prompte; mais, prise en combinaison avec la constante de temps très courte de l'effet Doppler, elle peut amener une contreréaction d'ensemble efficace et sarde. Il va de soi, que le diamètre à donner au canal axial 8 ou 8' dépend bien entendu de la nature du combustible fissile, et plus précisément de la viscosité du liquide formé. Si, à la lumière d'une première expérimentation avec des parois du trou interne verticales, il s'avère que le glissement de l'anneau liquide 12' n'est ni assez rapide ni assez prolongé, on peut donner aux parois internes du canal axial 8' toute forme destinée à promouvoir la formation de gouttes tombant au moins partiellement en chute libre et se fractionnant par impacts successifs. On peut par exemple, (figure 3) donner un profil à redan 14. Ce profil peut être obtenu aisément par empilement de pastilles frittées dont le trou interne est tronconique. On détermine le nombre d'-éléments combustibles "de setéU en calculant la masse de produit fissile qui doit être déplacée par exemple de la mi-hauteur du coeur jusqu'à sa partie inférieure où le flux est réduit de moitié et le carré du flux au quart de sa valeur de départ. Cela détermine donc le nombre d'éléments combustibles "de sûreté" présentant un canal axial de fort diamètre nécessaire pour obtenir l'antiréactivité souhaitée. On peut soit placer tous les éléments combustibles de sûreté dans un certain nombre d'assemblages combustibles ne comportant que de tels éléments, soit répartir les éléments combustibles de sûreté dans tous les assemblages combustibles. Dans la première hypothèse, on peut noter qu'il est intéressant dans un réacteur a neutrons rapides de placer tous les assemblages combustibles "de sûreté au centre du coeur vu en plan, puisque c'est là qu'on a la densité de flux neutronique la plus élevée. On remarquera enfin que les éléments "de strette" selon l'invention ayant, fonctionnellement parlant, a la fois un rôle d'élément combustible et un rôle de barre absorbante chargés d'une fonction de sureté,leur emploi dans un coeur de réacteur conduirait à un avantage dans le cas où l'on pourrait réduire le nombre des barres absorbantes. Cet avantage pourrait dans certains cas compenser la pénalité dae à lwintroduction d'une fraction de vide non négligeable au centre du coeur.Selon le présent procédé, l'effet de sûreté est obtenu par l'existence volontaire en parallèle de deux types de combustible très nettement différenciés ì > ar leur géométrie et par leur comportement dans le champ de la gravité terrestre en cas d'excursion de réactivité et de température. Comme indiqué, le système est prévu pour réduire dans une très large proportion les conséquences d'accidents hautement improbables tel que celui décrit par BETHE et TAIT qui commence par une fusion complète du tiers médian du coeur (gaine comprise) venant occuper l'emplacement du réfrigérant dans le tiers inférieur. Le dispositif de sareté reproduit la première phase de l'accident BETHE et TAIT mais en le limitant et en le canalisant à l'intérieur du combustible même, afin de laisser la gaine de la partie médiane intacte. Ainsi, il n'y aura possibilité ni de compaction ultérieure, ni de réaction avec le fluide réfrigérant. Ce dispositif de sûreté ne devant jouer que d'une manière extrêmement rare, il est important de noter que ses qualités principales, par rapport aux autres dispositifs appelés a jouer le même râle, sont la fiabilité et l'absence de declenchements intempestifs. REVENDIC-ATIONS 1. Procédé, de protection passive d'un réacteur nucléaire, notamment du type à neutrons rapides, caractérisé en ce qùe, dans le coeur dudit réacteur4 on associe aux éléments combustibles classiques un certain nombre d'éléments combustibles verticaux dits de "sûreté" dans-lesquels on crée un canal d'écou lement axial ayant une section d'un diamètre suffisamment grand pour flux la portion du combustible susceptible de fondre dans la partie médiane dudit élément sous l'action d'une excursion du flux de neutrons s'écoule par gravité de la mi:hauteur dudit élément jusqu'à a base en diminuant ainsi la réactivité et sans que la gaine du combustible ne soit touchée. 2. Dispositif pour la mise en oeuvre du procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que chaque élément de "sûretéi' est constitué par l'empilement de pastilles de combustible enfermées dans une gaine, chaque pastille comportant un orifice central de diamètre suffisamment grand pour que la portion de combustible fondue puisse s'écouler par gravité jusqu'à la partie basse dudit élément combustible. 3. 'Dispositif'selon la revendication 2, caractérisé en ce que les éléments de "sûreté" sont regroupés dans un certain nombre d'assemblages combustibles du coeur du réacteur. 4. Dispositif selon la revendication 2, caractérisé en ce que les éléments de "sûreté" 'sont régulièrement répartis dans tous les assemblages combustibles du coeur du réacteur.