Brevet FR2566165A1 — publié le 19851220

Assemblage fertile pour un réacteur nucléaire a neutrons rapides refroidi par du sodium liquide, à régulation du débit de refroidissement L'invention concerne un assemblage combustible fertile pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide. Les assemblages combustibles des réacteurs nucléaires à neutrons rapides comportent un coeur constitué par des assemblages de grande longueur, disposés côte à côte et verticalement. Ces assemblages sont constitués par un boitier de forme prismatique à l'intérieur duquel sont disposes des éléments combustibles, suivant la direction longitudinale de l'assemblage. Ces éléments combustibles peuvent être des éléments renfermant principalement un matériau fissile ou un matériau fertile susceptible de se transformer en matériau fissile par irradiation dans le coeur du réacteur nucléaire. Les assemblages qui renferment principalement des éléments fissiles, ou assemblages fissiles, dégagent une puissance importante qui a tendance à diminuer légèrement dans le temps par suite de la combustion du ma- tériau fissile qu'ils contiennent. Au contraire, les assemblages fertiles dégagent une puissance beaucoup plus faible mais cette puissance a tendance à augmenter de manière importante dans le temps, par suite de la formation et de la combustion de plutonium fissile formé par irradiation dans le coeur du réacteur, Comme la puissance augmente dans les assemblages fertiles au cours du temps1 il est nécessaire de concevoir des assemblages fertiles qui sont traversés par un débit de sodium suffisant pour les refroidir pendant toute leur durée de vie, afin d'éviter que la température de l'assemblage ne s'élève en fin de vie, au-dessus d'un niveau acceptable pour le maintien de l'intégrité de l'assemblage fertile. Il en résulte qu'au démarrage et pendant une longue période, en début de vie de l'assemblage fertile, on doit accepter un sur-refroidissement important de l'assemblage et donc un sodium de sortie relativement froid. On produit ainsi une baisse du rendement du réacteur nucléaire. Cette baisse du rendement est d'autant plus im- portante que le nombre d'assemblages fertiles est plus grand dans le coeur du réacteur.Dans le cas des réacteurs nucléaires à coeur hétérogène, par exemple tels que décrits dans les brevets français 83-15971 du 7 Octobre 1983 et 84-04053 du 16 Mars 1984 de la Société NOVATOME, la proportion d'assemblages fertiles par rapport aux assemblages fissiles est beaucoup plus grande que dans les réacteurs à neutrons rapides de type classique et le re froidissement des assemblages fertiles pour tenir compte de leur augmentation de puissance en fin de vie risque d'entratner une baisse de rendement du réacteur nucléaire relativement importante. On a proposé des systèmes de régulation de débit placés dans la partie supérieure de l'assemblage et constitués par un ensemble de pièces mobiles rappelées par un ressort qui règle la section de passage et donc le débit du sodium liquide dans l'assemblage. Pour commander l'ouverture du dispositif de régulation de débit, on utilise par exemple un dégagement d'hélium formé par réaction nucléaire à partir de carbure de bore introduit dans l'assemblage fertile. te dégagement d'hélium est en effet croissant lorsque la dose intégrée par le carbure de bore de l'assemblage fertile augmente. Il en résulte que l'ouverture du dispositif de régulation varie dans le même sens que la puissance dégagée par l'assemblage.Un tel dispositif a cependant l'inconvénient de nécessiter l'introduction d'un matériau absorbant dans l'assemblage fertile, l'utilisation de pièces mobiles qui doivent fonctionner dans l'ambiance du réacteur nucléaire, en contact avec du so- dium liquide à haute température et d'un soufflet métallique dont l'étanchéité doit être conservée. La fiabilité de ce dispositif est en conséquence relativement médiocre. On a proposé d'autres dispositifs comportant un thermostat qui commande l'ouverture d'un dispositif de régulation de débit comportant également des pièces mobiles. L'ouverture est fonction de l'élévation de température de l'assemblage. Cependant, de tels dispositifs ont également une sécurité et une fiabilité médiocres. Les assemblages combustibles des réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type classique comportent généralement un ensemble de diaphragme mes placés transversalement par rapport à l'écoulement de sodium à l'intérieur du bottier de l'assemblage, dans la partie inférieure de celui-ci encore appelée pied de l'assemblage. Ces diaphragmes comportent à leur partie centrale une ouverture calibrée et sont placés les uns à la suite des autres suivant la hauteur de l'assemblage, dans le sens d'écoulement du so- dium liquide. Ces diaphragmes permettent de régler le débit du sodium liquide de refroidissement dans l'assemblage en fonction de la distribution radiale de la puissance et d'égaliser les températures de sortie pour améliorer le rendement du réacteur nucléaire. Cependant, de tels diaphragmes statiques constitués par une simple plaque métallique comportant une ouverture à sa partie centrale ne sont pas susceptibles d'augmenter le débit de sodium liquide lorsque la puissan ce dégagée par l'assemblage augmente.- Le but de l'invention est donc de proposer un assemblage fertile pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide comportant des éléments fertiles de forme allongée disposés parallèlement les uns aux autres à l'intérieur d'un bottier dans lequel circule le sodium liquide, suivant la direction longitudinale des éléments fertiles ainsi qu'une pluralité de diaphragmes placés dans le boitier, transveroale- ment par rapport à la direction de cirrulation du sodium liquide pour rdw gler le débit de refroidissement, cet assemblage combustible comportant un système de régulation simple et fiable pour augmenter le débit du liquide de refroidissement, en fonction de la puissance dégage par lisssemblage fertile, au cours de sa durée de vie. Dans ce but, l'un au moins des diaphragmes est constitud, au moins dans sa partie centrale, autour de son ouverture, par un materian GO- luble dans le sodium liquide dont la solubilité est telle que sa concentra- tion à saturation reste toutefois inférieure à 8 ppm dans le sodium liquide à 350"C, sensiblement inerte vis-à-vis des structures internes du réacteur nucléaire à la température du sodium liquide et non susceptible de subir une transformation sous l'effet de l'irradiation dans le réacteur. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant dScri- re en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réalisation d'un assemblage combustible fertile suivant l'invention. La figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage fertile d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides. La figure 2 est une vue agrandie du pied de l'assemblage comportant des diaphragmes en matériau soluble. La figure 3 est une vue en coupe très agrandie d'un diaphragme so- luble équipant le pied de l'assemblage représenté à la figure 2. Sur la figure 1, on voit un assemblage fertile constitué par un boîtier 1 de très grande longueur à section hexagonale terminé à sa partie inférieure par le pied de l'assemblage 2 dont la partie 2a est à section hexagonale et la partie 2b à section circulaire. Le pied 2 de l'assemblage est creux et comporte des ouvertures 3 de passage du sodium liquide à l'intérieur de l'assemblage, le sodium liquide circulant dans la direction verticale et de bas en haut. Lors de son parcours dans le bottier 1 de l'assemblage, le sodium liquide de refroidissement vient en contact avec les crayons combustibles 4 constitués par un matériau fertile tel que l'oxyde d'uranium ou le nitrure d'uranium contenu dans une gaine cylindrique.Au dessus de la partie centrale du boitier 1 renfermant les crayons combustibles fertiles 4, la partie supérieure de l'assemblage ou tête de l'assemblage 5 constitue un canal central 6 de sortie du sodium liquide qui s'est échauffé au contact des crayons combustibles 4 en les refroidissant. Ce sodium liquide, en sortie de l'assemblage est à une température supérieure à 500cl en fin de vie de l'assemblage. La partie 2a du pied de l'assemblage renferme une série de diaphragmes 10 disposés les uns à la suite des autres suivant la hauteur de l'assemblage et transversalement à celui-ci, sur toute la section interne du pied de l'assemblage. En se reportant à la figure 2, on voit que les diaphragmes 10 comportent à leur partie centrale des ouvertures calibrées ll dont la section est croissante quand on se déplace de bas en haut. Le sodium liquide entrant dans l'assemblage par les ouvertures 3 parcourt le pied de l'assemblage dans la direction verticale, son débit étant régulé par les ouvertures 11 des diaphragmes 10. On voit sur la figure 2 qu'on'a disposé dans la partie supérieure du pied de l'assemblage 2 deux diaphragmes 12 sensiblement identiques comportant une ouverture calibrée 13 centrée sur l'axe du pied de l'assemblage. Sur la figure 3, on voit une vue agrandie d'un diaphragme 12 dont l'épaisseur est légèrement décroissante depuis la périphérie jusqu'à la partie centrale comportant l'ouverture 13. Les diaphragmes 12 contrairement aux diaphragmes 10 qui sont en acier inoxydable insoluble dans le sodium liquide sont en un matériau légèrement soluble dans le sodium liquide parcourant le pied de l'assemblage. Les diaphragmes 12 sont en cuivre qui possède une solubilité faible mais croissante avec la température, dans le sodium liquide. Cette solubilité est telle que la concentration à saturation du cuivre dans le sodium liquide entre 3500C et 5100C qui sont les températures extrêmes du sodium pendant le fonctionnement du réacteur, est de l'or- dre de quelques parties par million (ppm ou 10-6). La vitesse de dissolution du cuivre est fonction de la rapidité de renouvellement de la couche limite de sodium liquide en contact avec ce cuivre. La vitesse de renouvellement de cette couche limite est très grande sur les bords de l'ouverture 13 du diaphragme de cuivre 12. L'usure de ce diaphragme 12 par dissolution dans le sodium au cours de l'utilisation du réacteur progresse donc à partir des bords de l'ouverture 13 vers la péri phérie du diaphragme. I1 en résulte une augmentation progressive du diamètre de l'ouverture 13 et donc une augmentation du débit de sodium liquide passant dans le diaphragme 12. La vitesse de dissolution est également une fonction croissante de la température du sodium et dans le cas d'un dégagement de puissance accru, l'élargissement du diaphragme et donc le débit de sodium liquide sont ainsi augmentés. Il y a donc une auto-régulation du refroidissement de l'assemblage dans le cas où le diaphragme soluble est placé en tête. Il peut être intéressant de choisir une forme de diaphragme telle que représentée à la figure 3 où l'épaisseur radialement croissante a pour but d'uniformiser la dissolution. La masse de cuivre dissous dans le sodium liquide par rapport à la masse totale du sodium liquide primaire en circulation dans le coeur du réacteur et baignant celui-ci est extrêmement faible si bien que la concentration du cuivre dans le sodium n'est jamais susceptible de dépasser quelques ppm. Ce cuivre dissous peut d'ailleurs être récupéré dans les pièges froids d'épuration du sodium liquide qui équipent les réacteurs nucléaires à neutrons rapides. On dispose sur le circuit de sodium primaire un moyen de mesure très sensible de la proportion de cuivre dans ce sodium pour contrôler la vitesse de dissolution des diaphragmes et donc l'augmentation de débit de sodium liquide dans les assemblages fertiles au cours du temps. Une mesure de concentration continue permet de contrôler exactement la vitesse de dissolution du cuivre et donc le fonctionnement correct du moyen de régulation du refroidissement en fonction de la puissance dégagée par les assemblages fertiles. Le cuivre en solution dans le sodium liquide ne provoque aucune altératiod des matériaux constituant les structures internes du réacteur nucléaire en contact avec le sodium liquide primaire, ces structures étant constituées en acier inoxydable. De plus, le cuivre ne subit aucune transformation par réaction nucléaire dans le coeur du réacteur susceptible de produire des éléments néfastes pour le fonctionnement du réacteur ou la sécurité de celui-ci. On voit que les principaux avantages de l'assemblage fertile suivant l'invention sont que cet assemblage est constitué pratiquement de la même façon que les assemblages classiques mais qu'il incorpore néanmoins un dispositif permettant une augmentation du débit de sodium liquide dans l'assemblage au cours de sa durée de vie. Ce dispositif à diaphragmes est d'une très grande simplicité mécanique, ne comporte aucune partie mobile et correspond à un composant parfaitement connu et utilisé dans les réacteurs à neutrons rapides. De plus, un tel dispositif de régulation évite tout risque d'obturation du passage du sodium liquide, puisque la solubilité du cuivre dans le sodium augmente rapidement avec la température. En effet, si le passage de sodium est en cours d'obturation, le débit diminue et la température de ce sodium augmente. Lorsqu'on réalise un déplacement des assemblages fertiles à l'intérieur de la cuve renfermant le sodium liquide primaire, la dissolution des diaphragmes des assemblages fertiles ne se produit pratiquement plus, puisque cette manutention a lieu dans un sodium primaire dont la température est relativement faible. I1 n'y a donc bien une usure des diaphragmes que dans le cas de l'utilisation de l'assemblage fertile dans le coeur du réacteur en fonctionnement. Mais l'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui vient d'être décrit ; elle en comporte au-contraire toutes les variantes. C'est ainsi qu'au lieu de diaphragmes en cuivre, on peut utiliser des diaphragmes en argent ou même éventuellement en or, lorsque le nombre d'assemblages à équiper dans le réacteur nucléaire n'est pas trop élevé. On peut de même utiliser tout autre matériau dont le point de fusion est supérieur à 5000C qui absorbe peu les neutrons et qui ait une vitesse de dissolution lente dans le sodium liquide à une température comprise entre 350 et 5000C. Toutefois la solubilité de ce matériau ne doit pas être trop élevée, à la fois pour éviter une disparition trop rapide du matériau constituant le diaphragme et une pollution trop importante du sodium liquide venant en contact avec ce diaphragme. On prendra dans tous les cas un matériau dont la solubilité est telle que sa concentration à saturation dans le sodium liquide à 3500C c'est-à-dire à sa température minimale ne soit pas supérieure à 8ppm (8 x 10-6). Dans le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, on équipera tous les assemblages fertiles avec des diaphragmes en matériau soluble dans le sodium liquide, mais ces diaphragmes pourront avoir des caractéristiques différentes d'un assemblage à un autre. En effet, suivant leur disposition dans le coeur, ces assemblages peuvent être soumis à des conditions thermiques un peu différentes. Les diaphragmes solubles peuvent être réalisés non seulement de la façon qui a été décrite, leur épaisseur augmentant depuis l'ouverture à leur partie centrale jusqu'à leur partie périphérique, mais encore de toute autre façon. En particulier, des diaphragmes d'épaisseur constante peuvent être utilisés dans de bonnes conditions. Les diaphragmes solubles peuvent être constitués par un simple disque en matériau soluble comme il a été décrit ou au contraire ne comporter qu'une partie centrale soluble dont le diamètre correspond au diamètre maximal prévu pour l'ouverture de passage du sodium, disposée au centre d'un disque en matériau insoluble. Dans le cas où l'ensemble du diaphragme est constitué pat un mat4- riau soluble dans le sodium liquide, la partie périphérique de ce diaphragme peut être revêtue par un matériau non soluble dans le sodium liquide tel que le chrome ou le nickel. Seule la partie centrale d'un diamètre correspondant au diamètre maximal de passage du sodium liquide n'étant pas revêtue de matériau non soluble dans le sodium. I1 est possible de disposer des diaphragmes non seulement dans le pied de l'assemblage mais encore dans la partie supérieure de l'assemblage, ou tête de l'assemblage, du côté de la sortie du sodium. Cette disposition permet une augmentation rapide de la section de passage du sodium, dans le cas où la température de ce sodium liquide augmente de façon importante. En effet, la solubilité du diaphragme disposé sur la sortie du sodium augmente considérablement lorsque la température du sodium liquide augmente par suite d'un dégagement de chaleur accru dans l'assemblage. Le débit de sodium augmentant du fait de l'augmentation de la section de passage du diaphragme de sortie, la température dans l'assemblage diminue très rapidement. On obtient donc une régulation très efficace de la température de l'assemblage en fonction de la puissance dégagée. L'assemblage fertile à régulation du débit de refroidissement suivant l'invention peut être utilisé dans tout réacteur nucléaire à neutrons rapides dont le coeur est refroidi par du sodium liquide. REVENDICATIONS 1.- Assemblage fertile pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide comportant des éléments fertiles (4) de forme allongée disposés parallèlement les uns aux autres à l'intérieur d'un bottier (1) dans lequel circule le sodium liquide suivant la direction longitudinale des éléments fertiles (4) ainsi qu'une pluralité de diaphragmes (10) placés dans le bottier (1) transversalement par rapport à la direction de circulation du sodium liquide pour régler le débit de refroidissement, caractérisé par le fait que l'un au moins des diaphragmes (12) est constitué au moins dans sa partie centrale autour de son ouverture (13) par un ma tériau soluble dans le sodium liquide dont la solubilité est telle que sa concentration à saturation reste inférieure à 8ppm dans le sodium liquide à 3500C, sensiblement inerte vis-à-vis des structures internes du réacteur nucléaire à la température du sodium liquide et non susceptible de subir une transformation sous l'effet de l'irradiation dans le réacteur. 2.- Assemblage fertile suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le matériau soluble dans le sodium liquide dont est constitué le diaphragme (12) appartient au groupe cuivre, argent, or. 3.- Assemblage fertile suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que l'épaisseur du diaphragme est faiblement croissante dans la direction radiale, entre le bord de l'ouverture centrale (13) et la partie périphérique de ce diaphragme (12). 4.- Assemblage fertile suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que la partie centrale du diaphragme (12) est constituée par un matériau soluble dans le sodium liquide, la partie périphérique du diaphragme étant constituée en un matériau insoluble dans le sodium liquide. 5.- Assemblage fertile suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que le diaphragme (12) est constitué par un disque en matériau soluble dans le sodium liquide dont la partie périphérique est revêtue dans toutes ses parties en contact avec le sodium liquide dans l'assemblage, par un matériau insoluble dans le sodium liquide, tel que le chrome ou le nickel. 6.- Assemblage fertile suivant l'une quelconque des revendications 1, 2, 3, 4 et 5, caractérisé par le fait que le ou les diaphragmes en matériau soluble sont disposés dans la partie inférieure (2) ou pied du bottier (1) de l'assembla- ge combustible. 7.- Assemblage fertile suivant la revendication 6 caractérisé par le fait qu'en plus du ou des diaphragmes solubles (12) disposés dans le pied (2) de l'assemblage, au moins un diaphragme soluble dans le sodium liquide est disposé dans la partie supérieure ou tête (5) de l'as Assemblage.