Brevet FR2559941A1 — publié le 19850823

Réacteur nucléaire du type sous-modéré L'invention concerne un réacteur nucléaire du type sous-modéré dont le coeur plongé dans de l'eau légère de refroidissement et de modéra- tion est constitué par des éléments combustibles fissiles ou fertiles dispo- sés parallèlement h une même direction et suivant un réseau régulier. Dans ces réacteurs nucléaires, le coeur est constitué par des as- semblages combustibles de forme prismatique juxtaposés dont chacun est cons- titué par un faisceau d'éléments combustibles ou crayons renfermant de la matière fissile ou fertile. Dans chacun des assemblages combustibles, les crayons sont espacés transversalement de façon h permettre le passage de l'eau de refroidissement et de modération entre les crayons combustibles. Cet espacement transversal est choisi de façon que le volume de modérateur soit suffisant pour ralentir les neutrons et pour permettre une exploita- tion du réacteur dans de bonnes conditions. On définit ainsi un rapport de modération qui est égal au rapport du volume de modérateur sur le volume du matériau fissile dans le coeur VM/VU. Dans les réacteurs à eau légère sous pression de type classique, le rapport de modération est choisi de façon que les neutrons soient ralen- tis jusque dans le domaine thermique. Dans d'autres types de réacteur, les neutrons ne sont pas modérés et leur spectre d'énergie reste dans le domaine rapide. D'autres types de réacteur ont été proposés plus récemment dans lesquels une diminution du rapport de modération permet de faire fonction- ner le réacteur avec des neutrons ayant une énergie intermédiaire entre celle des neutrons thermiques et celles des neutrons rapides appelés neu- trons épithermiques. De tels réacteurs comportant un coeur dont le rapport de modéra- tion est réduit par rapport aux réacteurs à eau légère de type classique, sont appelés "réacteurs sous-modérés". Le décalage du spectre des neutrons vers les hautes énergies en même temps que la présence de matériau fertile dans ces réacteurs permet de produire du matériau fissile h partir de maté- riau fertile et d'économiser du matériau combustible nucléaire. La diminution du rapport de modération est obtenu en diminuant l'espacement des éléments combustibles du réseau constituant le coeur. Cette diminution du rapport de modération permet d'augmenter le taux de conversion de la matière fertile en matière fissile. Le taux de conversion est défini comme le rapport du nombre de captures de neutrons dans la matière fertile telle que par exemple l'Ura- nium 238 au nombre d'absorptions de neutrons dans la matière fissile telle que l'Uranium 235 ou le plutonium 239. Ce taux de conversion représente donc bien la capacité du réacteur à transformer par capture la matière fer- tile en matière fissile. Lorsque le taux de conversion augmente et dépasse la valeur 1, on économise du combustible nucléaire et donc de la matière première permet- tant d'obtenir ce combustible, à savoir l'Uranium naturel. Le décalage du spectre des neutrons vers les hautes énergies jus- que dans le domaine épithermique permet de favoriser les absorptions de ré- sonance des neutrons par l'Uranium 238. Les réacteurs sous-modérés comportent généralement deux types d'assemblages combustibles, les uns appelés assemblages fissiles renfermant principalement du matériau fissile et les autres appelés assemblages ferti- les renfermant un matériau susceptible de se transformer en matériau fissi- le sous l'effet du bombardement neutronique. Les assemblages fertiles sont généralement disposés à la périphérie du coeur o ils recueillent le rayon- nement neutronique produit par les assemblages fissiles. Le fluide modérateur qui est par exemple de l'eau légère sous pression circule en contact avec la surface externe des éléments combusti- bles disposés parallèlement les uns aux autres à l'intérieur des assembla- ges combustibles. Ce fluide de modération sert également de fluide calopor- teur permettant le refroidissement du coeur et le transport de la chaleur du coeur vers les générateurs de vapeur. Dans les réacteurs sous-modérés, l'espacement transversal entre les crayons combustibles des assemblages constituant le coeur a une valeur faible, si bien que la lame d'eau de modération entourant les crayons com- bustibles est de faible épaisseur. Il est cependant nécessaire de maintenir un espacement constant et suffisant entre les crayons pour assurer le re- froidissement de ceux-ci par l'eau en circulation en contact avec leur sur- face externe. On utilise, par exemple, des fils enroulés en hélice autour des crayons combustibles pour maintenir un tel espacement faible entre les crayons à l'intérieur des assemblages combustibles. On connart d'autre part, par la demande de brevet français 82-18011 de la Société FRAMATOME, un réacteur d'une structure comparable à celle des réacteurs à eau sous pression de type classique dans lequel on utilise un dispositif mécanique de variation de spectre neutronique, dans le but de réaliser une économie sur la consommation du combustible et donc sur la consommation d'uranium naturel et sur le coût d'enrichissement de cet uranium naturel. Ce dispositif mécanique de variation de spectre utili- se des grappes de crayons contenant un matériau fertile tel que l'uranium naturel qui peuvent être déplacées de façon à être introduites dans le coeur ou, au contraire, extraites au cours du fonctionnement du réacteur. Les crayons fertiles de ces grappes qui sont introduits dans certains tubes- guides des assemblages du coeur empêchent donc le modérateur de pénétrer dans ces tubes-guides et diminent ainsi le volume de modérateur dans le coeur et le rapport de modération. On peut ainsi, en introduisant les grappes de variation de spec- tre dans le coeur, au cours de la première partie du cycle de combustion de ce coeur, décaler le spectre d'énergie des neutrons vers les hautes éner- gies et augmenter le taux de conversion de la matière fertile en matière fissile. Dans une seconde partie du cycle de combustion du coeur, on ex- trait les grappes de variation de spectre et la matière fissile formée pen- dant la première partie du cycle est partiellement consommée. On réalise ainsi une économie de combustible en augmentant le taux de conversion d'en- viron 10 % par rapport à un réacteur à eau sous pression de type classique. Dans de tels réacteurs à variation de spectre, on doit prévoir certains tubes-guides pour l'introduction des crayons en matériau fertile qui permettent de diminuer le rapport de modération et d'absorber les neu- trons de faible énergie. On doit prévoir également à l'intérieur des tubes- guides un espace suffisant pour refroidir les crayons fertiles qui s'échauf- fent lorsqu'ils sont introduits dans le coeur du réacteur. Dans les réacteurs sous-modérés, le resserrement du pas du réseau des éléments combustibles rendrait très difficile l'implantation de tubes- guides destinés à recevoir des grappes de crayons fertiles de variation de spectre. Dans le coeur des réacteurs sous-modérés, l'espacement des élé- ments combustibles disposés verticalement suivant un réseau régulier h mail- les triangulaires ou carrées dans les sections transversales du coeur doit avoir une valeur faible par exemple de l'ordre d'un millimètre. Dans ce cas, ces éléments combustibles doivent avoir une gaine en un matériau qui ne subisse pas de gonflement sous l'effet de l'irradiation des neutrons ou en régime accidentel. On ne peut utiliser un matériau tel que l'alliage de zirconium appelé Zircaloy qui subit un gonflement lors de certains acci- dents tels que la rupture d'une tuyauterie primaire, si bien que les élé- ments combustibles ou crayons peuvent être amenés à entrer en contact sur une certaine partie de leur longueur. Ces zones de contact entre les crayons combustibles créent des obstacles à la circulation du réfrigérant et limitent les possibilités de refroidissement du coeur. On utilise donc dans le cas des réacteurs sous-modérés de l'acier inoxydable comme matériau de gainage des éléments combustibles. Cependant, l'acier inoxydable est la cause d'une absorption parasite de neutrons beau- coup plus importante que dans le cas o l'on utilise le Zircaloy comme maté- riau de gainage. Cette absorption parasite entraine une diminution du taux de conversion et impose une augmentation de l'enrichissement initial en ma- tière fissile du combustible, ce qui se traduit par une quantité plus impor- tante de matière fissile immobilisée par le réacteur. Une utilisation du Zircaloy comme matériau de gainage imposerait que l'on réduise la puissance linéique du combustible, ce qui nécessiterait qu'on augmente la masse de combustible du coeur pour produire une puissance équivalente. Le but de l'invention est donc de proposer un réacteur nucléaire du type sous-modéré dont le coeur plongé dans de l'eau légère de refroidis- sement et de modération est constitué par des éléments combustibles fissi- les ou fertiles disposés parallèlement à une même direction et suivant un réseau régulier, avec un espacement transversal réduit par rapport à un ré- seau d'éléments combustibles dans le coeur d'un réacteur fonctionnant avec un spectre de neutrons thermiques, réacteur nucléaire qui permette d'attein- dre un taux de conversion élevé et d'obtenir une gestion économique du com- bustible nucléaire. Dans ce but, le réacteur nucléaire comporte à la fois: - des éléments combustibles dont l'espacement transversal est supérieur à l'espacement des éléments combustibles d'un réacteur sous-modéré de type connu, - et un ensemble d'éléments en un matériau fertile associés à des moyens pour leur déplacement entre une position d'extraction hors du coeur et une position d'insertion entre les éléments combustibles du coeur, permettant de diminuer le volume de modérateur dans le coeur pendant certaines phases au moins du fonctionnement du réacteur. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décri- re, en se référant aux figures jointes en annexe, à titre d'exemple non li- mitatif, un mode de réalisation d'un coeur de réacteur nucléaire sousmodé- ré suivant l'invention. La figure 1 est une vue en coupe par un plan transversal du coeur d'un réacteur nucléaire sous-modéré suivant l'invention. La figure 2 est une vue en coupe transversale d'un assemblage fis- sile du coeur représenté sur la figure 1. Sur la figure 1 on voit la section transversale, c'est-à-dire par un plan horizontal, du coeur d'un réacteur nucléaire comportant des assem- blages de matériau combustible tels que 1, 2 et 3, de forme prismatique à section hexagonale disposés côte à côte et avec leur axe vertical pour cons- tituer le coeur du réacteur. Les assemblages combustibles sont de trois types différents. Les assemblages 1 sont des assemblages fissiles dont les crayons renferment un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium dont la matière fissile est constituée par de l'uranium 235 et du plutonium 239. Les assemblages 2 sont des assemblages fertiles renfermant des crayons constitués principale- ment d'uranium naturel. Enfin, les assemblages 3 sont des assemblages fai- sant partie du système d'arrêt complémentaire du réacteur, par introduction d'une forte anti-réactivité dans le coeur du réacteur. Pendant le fonction- nement du réacteur, la matière fertile du coeur en particulier la matière fertile contenue dans les assemblages périphériques 2 se transforme en ma- tière fissile sous l'effet des neutrons épithermiques produits par la par- tie fissile du coeur. Sur la figure 2, on voit un assemblage combustible fissile 1 com- portant un ensemble de crayons fissiles 4 disposés suivant un réseau régu- lier à mailles triangulaires. Chacun des assemblages 1 à section hexagonale est juxtaposé à six autres assemblages dans le coeur, l'ensemble des crayons des assemblages du coeur disposes verticalement constituant un ré- seau régulier à mailles triangulaires dans les sections transversales du coeur. Dans le réseau des crayons combustibles 4 constituant l'assembla- ge 1, certains emplacements 6 et 7 sont occupés par des tubes-guides de même diamètre que les crayons fissiles 4. On désignera par les mêmes repè- res les emplacements et les tubes-guides qui y sont disposés. Les dix-huit tubes guides 6 sont destinés à recevoir des crayons de matériau absorbant groupés sous ferme d'une grappe qui peut être dépla- cée dans la direction verticale pour introduire plus ou moins les crayons absorbants dans l'assemblage. L'ensemble des grappes absorbantes du coeur permet de régler la 255994 1 puissance du réacteur. Les vingt-quatre tubes-guides 7 de l'assemblage 1 sont destinés à recevoir des crayons 8 en matériau fertile tel que l'uranium naturel ou l'u- ranium appauvri en uranium 235, au moins pendant la première partie du cy- cle du réacteur nucléaire. Les crayons combustibles fissiles 4 sont constitués par une gaine en zirconium remplie par des pastilles d'oxyde mixte U02/PUO2. Les crayons en matériau fertile 8 sont reliés ensemble à leur partie supérieure pour constituer une grappe comparable aux grappes de crayons absorbants utilisées pour la conduite du réacteur. La grappe de crayons fertiles 8 peut être déplacée à l'intérieur des tubes-guides 7, par exemple de la façon décrite dans le brevet 82-20543 du 8 Décembre 1982 de la Société FRAMATOME. Dans ce cas, la grappe de crayons fertiles est dépla- cée par un dispositif de commande associé au dispositif de commande de la grappe de crayons absorbants du même assemblage. On peut également utiliser des moyens de déplacement de la grappe de crayons fertiles totalement indépendants des moyens de déplacement de la grappe absorbante. Pour diminuer le nombre de mécanismes nécessaires pour le déplacement de ces grappes de crayons absorbants, on peut regrouper les grappes correspondantes, à au moins deux assemblages, sur le même mécanisme de déplacement. La grappe de crayons fertiles 8 constitue un ensemble de barres de variation du spectre d'énergie des neutrons comme il est décrit dans le brevet 82-18012 du 27 Octobre 1982 de la Société FRAMATOME. On trouvera dans le tableau I ci-dessous, les principaux paramè- tres caractéristiques du coeur de réacteurs modérés de type connu (dans les deux premières colonnes) et du réacteur sous-modéré suivant l'invention (dans la troisième colonne). TABLEAU I COMBUSTIBLE | réacteur I réacteur II réacteur | réacteur | I |sous-modéré sous-modéré I sous-modéré1à eau sous gaine acier gaine là variation | pression inoxydable Zircaloy Ide spectre Iclassique | gaine Zircaloy suivant l'invention |Diamètre du crayon 8,65 mm 9,5 mm 9,5 mm 9,5 mm Pas du réseau 9,90 mm 11,15 mm 12,00 mm 12,6 mm Espacement entre crayons 1,25 mm 1,65 mm 2,50 mm 3,1 mm Taux de combustion du coeur 0,85 0,85 0,85 j Taux de conversion | 1,06 1,06 1,06 Rapport de modéra- l tion I 0,60 0,70 1,02 1,66 Enrichissement ini- tial en Plutonium l fissile (U Naturel + Pu) à même taux de combustion de déchar- ge 8,5 % 7,2 % 5 % _ Dans le cas du réacteur sous-modéré de type connu, désigné par ré- acteur I, le pas du réseau, le diamètre des crayons et l'espacement entre ces crayons ont été considérablement réduits par rapport aux paramètres ca- ractéristiques correspondants d'un réacteur à eau sous pression de type classique. En effet, dans un tel réacteur à eau sous pression de type clas- sique, le diamètre des crayons combustibles constitués par des pastilles combustibles contenues dans une gaine en Zircaloy est de 9,5'mm, le pas du réseau est de 12,6 mm et l'espacement entre les crayons est de 3,1 mm. Les valeurs correspondantes pour le réacteur sous-modéré I sont 8,65 mm, 9,9Omm et 1,25 mm. Le rapport de modération du réacteur I est de 0,60 alors qu'il est de 1,66 dans le cas d'un réacteur à eau sous pression classique. Il en résulte un déplacement important du spectre des neutrons vers les hautes énergies et donc un taux de conversion supérieur à 1 (1,06) permettant d'ob- tenir de la matière fissile par conversion de la matière fertile contenue dans le coeur. Cependant, avec un espacement aussi faible entre les crayons il est nécessaire d'utiliser de l'acier inoxydable comme matériau de gainage pour éviter de limiter la circulation de l'eau sous pression de refroidis- sement et de modération qui apparaitrait si l'on utilisait un matériau de gainage comme le Zircaloy qui subit un gonflement sous irradiation. L'utilisation de l'acier inoxydable comme matériau de gainage né- cessite à son tour un enrichissement initial du combustible fissile relati- vement important (8,5 %). Dans le cas du réacteur sous-modéré II de type connu, le diamètre des crayons est identique au diamètre des crayons dans un réacteur à eau sous pression de type classique (9,5 mm) mais le pas du réseau et l'espace- ment entre les crayons sont assez largement inférieurs (11,15 mm et 1,65 mm). Le rapport de modération est de 0,70, ce qui permet un taux de conversion de 1,06. L'espacement entre les crayons qui est un peu plus grand que dans le cas précédent permet l'utilisation du Zircaloy comme matériau de gainage mais il est cependant nécessaire de limiter la puissance linéique dans le coeur pour éviter un gonflement excessif du Zircaloy. On utilisera un combustible ayant un enrichissement initial en ma- tière fissile de 7,2 %. Le réacteur sous-modéré suivant l'invention comporte des crayons combustibles fissiles ayant un diamètre de 9,5 mm disposé avec un pas de 12 mm, ce qui permet de réserver un espacement de 2,50 mm entre les crayons. Cet espacement est inférieur à l'espacement des crayons dans un ré- acteur à eau sous pression classique (3,lmm) mais nettement supérieur à l'espacement dans des réacteurs sous-modérés de type connu tels que les ré- acteurs I et II (1,25 et 1,65 mm). Cet espacement relativement important qui pourra être compris entre 2 et 3 mm permet l'utilisation du Zircaloy comme matériau de gainage sans avoir à limiter la puissance linéique dans le coeur du réacteur. On utilise un enrichissement initial du combustible en matière fissile faible (5 %). Le rapport de modération dans le réacteur nucléaire suivant l'in- vention est plus élevé que dans les réacteurs sous-modérés de type connu (1,02 au lieu de 0,60 et 0,70). Cependant, pendant toute la première partie du cycle de fonction- nement du réacteur, après son rechargement en combustible, on maintient les grappes de matériau fertile en position entièrement insérées dans les assem- blages, si bien qu'on ramène ainsi le rapport de modération à une valeur qui se compare favorablement aux valeurs obtenues dans les réacteurs sous- modérés de type classique. On obtient donc un taux de conversion tout-à-fait comparable à ce qu'il est dans le cas des réacteurs sous-modérés de type connu (1,06). Dans les réacteurs sous-modérés considérés, qu'ils soient de type connu ou suivant l'invention, on utilise des couches de couverture en maté- riau fertile disposées aussi bien à la périphérie du coeur (assemblages fer- tiles 2) que de part et d'autre du coeur à sa partie inférieure et à sa par- tie supérieure. Le taux de conversion obtenu dans les réacteurs sous-modé- rés tient donc compte des conversions obtenues dans ces couches de couvertu- re fertiles. De plus, dans le cas d'un réacteur sous-modéré suivant l'inven- tion, les crayons fertiles 8 introduits dans le coeur dans la première par- tie du cycle de combustion de ce coeur (d'une durée égale au 4/Se du cycle total) permettent non seulement de diminuer le rapport de modération mais encore d'augmenter le taux de conversion par introduction de matière ferti- le dans la zone de production de neutrons épithermiques. Ceci explique en particulier qu'on obtienne un taux de conversion équivalent à celui des ré- acteurs sous-modérés malgré un rapport de modération plus grand. Pendant la seconde partie du cycle du combustible dans le coeur (1/5e de la durée totale) la matière fissile produite peut être consommée, ce qui permet en définitive une économie sur l'exploitation du combustible du coeur. On obtient, dans le cas d'un réacteur sous-modéré suivant l'inven- tion, un taux de combustion du coeur équivalent à celui des réacteurs sous- modérés de type connu (0,85). Les principaux avantages du réacteur nucléaire suivant l'inven- tion sont de permettre d'obtenir un taux de conversion élevé et une écono- mie importante dans l'exploitation du combustible, par rapport à un réac- teur de type classique à neutrons thermiques. Ces conditions favorables d'exploitation sont obtenues avec un combustible dont le taux d'enrichisse- ment initial est faible. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été dé- crit; elle en comporte au contraire toutes les variantes. C'est ainsi qu'il est possible d'utiliser un-espacement entre les crayons différent de 2,50 mm, à partir du moment o cet espacement est compris entre les valeurs adoptéees pour un réacteur sous-modéré de type connu (un peu supérieures à 1 mm) et les valeurs retenues dans un réacteur à neutrons thermiques classi- que (un peu supérieures à 3 mm). On peut utiliser des grappes de crayons fertiles constituées d'une manière quelconque, à partir du moment o leur effet sur le rapport de modération est suffisant. Ces grappes de crayons fertiles peuvent être associées à un assemblage particulier du coeur ou au contraire être intro- duites dans des emplacements du coeur, entre les éléments combustibles, in- * dépendamment de la structure des assemblages combustibles. On peut utiliser des mécanismes de commande associés à un nombre quelconque de grappes relatives chacune à un assemblage. Dans les assemblages combustibles, en fonction de la section transversale de ces assemblages, on pourra disposer les tubes-guides rece- vant les grappes de crayons fertiles d'une manière quelconque, suivant que ces tubes-guides participent ou non au renforcement de la structure de l'as- semblage. Les mécanismes de commande des grappes de crayons fertiles de va- riation de spectre peuvent être associés aux mécanismes correspondants des grappes de matériau absorbant utilisés pour le pilotage du réacteur ou au contraire totalement indépendants de ces mécanismes. Les crayons introduits dans le coeur pour diminuer le rapport de modération peuvent être en un matériau différent d'un matériau fertile, par exemple en un matériau absorbant les neutrons ou en un matériau transparent aux neutrons tel que le Zircaloy. Dans le cas d'un matériau absorbant et surtout dans le cas d'un matériau fertile, on obtient un gain supplémentai- re en ce qui concerne le taux de conversion. En effet, un matériau absor- bant les neutrons à faible énergie provoque un effet supplémentaire de dur- cissement du spectre des neutrons et un matériau fertile permet d'augmenter la quantité de matériau fertile transformé en matériau fissile. Enfin, l'invention s'applique à tout réacteur nucléaire refroidi et modéré par de l'eau légère dont les éléments combustibles fissiles ou fertiles sont disposés parallèlement à une même direction et suivant un ré- seau régulier. l1 REVENDICATIONS 1.- Réacteur nucléaire du type sous-modéré dont le coeur plongé dans de l'eau légère de refroidissement et de modération est constitué par des éléments combustibles fissiles ou fertiles disposés parallèlement à une même direction ét suivant un réseau régulier, avec un espacement transversal réduit par rapport à un réseau d'éléments combustibles dans le coeur d'un réacteur fonctionnant avec un spectre de neutrons thermiques, caractérisé par le fait qu'il comporte à la fois: - des éléments combustibles (4) dont l'espacement transversal est supérieur à l'espacement des éléments combustibles d'un réacteur sous-modéré de type connu, - et un ensemble d'éléments (8) en un matériau fertile associés à des moyens pour leur déplacement entre une position d'extraction hors du coeur et une position d'insertion entre les éléments combustibles (4) du coeur permettant de diminuer le volume de modérateur dans le-coeur pendant certai- nes phases au moins du fonctionnement du réacteur. 2.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que les éléments (8) en matériau fertile sont cons- titués par de l'Uranium naturel ou appauvri. 3.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendica- tions 1 et 2, caractérisé par le fait que les éléments combustibles (4) du coeur du réac- teur sont constitués par des pastilles en matériau fissile ou fertile dispo- sées à l'intérieur d'une gaine en alliage de zirconium. 4.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendica- tions 1, 2 et 3, dans le cas o le coeur du réacteur est constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte à côte et verticale- ment, caractérisé par le fait que les éléments (8) en matériau fertile sont intro- duits dans des tubes-guides (7) se substituant à certains crayons combusti- bles (4) à l'intérieur du réseau de l'assemblage combustible. 5.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendica- tions 1, 2, 3 et 4, caractérisé par le fait que l'espacement entre les éléments combustibles (4) est compris entre 2 et 3 mm. 6.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que l'espacement entre les éléments combustibles (A) est voisin de 2,5 mm. 7.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendica- tions 1 à 6, caractérisé par le fait que le taux d'enrichissement initial des éléments combustibles en matériau fissile est voisin de 5 %.