Brevet FR2576704A1 — publié le 19860801

Coeur de réacteur nuctéaire à neutrons rapides comportant un seul type d'assemblages de combustible nucléaire La présente invention se rapporte à un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides dont les as semblages de combustible nucléaire sont tous identi ques. Dans la zone centrale fissile du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, on cherche à obtenir une répartition radiale des puissances relati vement uniforme depuis le centre du coeur jusqu'à la périphérie de la zone fissile. En effet, ce type de répartition confèr-e au réacteur un rendement optimum, tout en permettant de maintenir la puissance en tout point du coeur en-dessous d'un seuil critique à ne pas dépasser. En pratique, une telle distribution de puis sance ne peut toutefois pas etre atteinte, car la réactivité est naturellement plus forte au centre du coeur que dans les parties périphériques de La zone fissile. Afin de résoudre en partie ce problème, on réalise habituellement La zone fissile au moyen d'au moins deux types d'assemblages de combustibLe nuctéai- re différents, des assemblages à forte réactivité étant places en périphérie de La zone fissile alors que des assemblages à plus faible réactivité sont pla- cés au centre de cette zone. Une première solution connue pour réaliser des assemblages présentant des réactivités différen tes consiste à modifier le pourcentage de matière inerte par rapport à la matière fissile contenue dans ces assemblages, de telle sorte que ce pourcentage soit plus faible au centre du coeur qu'à ta périphérie de la zone fissile. Une autre solution pour réaliser des asserti- blages préesentant des réactivités différentes consis te à modifier l'enrichissement de la matière combustible contenue dans ces assemblages, de telle sorte que l'enrichissement des assemblages placés au centre du coeur soit plus faible que L'enrichissement des assemblages placés à La périphérie de la zone fissiLe. La zone fissile d'un coeur de réacteur nucléaire à neu tro-ns rapides réalisé de cette manière est représentée sur La figure 1. Cette conception de coeur correspond au coeur du réacteur nucléaire à neut-rons rapides Super-Phénix. On voit sur la figure 1 que les assemblages 10 constituant la partie centrale de la zone fissile du coeur d'un tel réacteur sont d'un type différent des assemblages 12 situés à la périphérie de cette zone fissile. Ainsi, dans l'exemple de la centrale nuctéaire Super-Phénix, La proportion de dioxyde de plutonium enrichi PUO2 par rapport à L'ensemble constitué par te dioxyde de plutonium PUO2 et par le dioxyde d'uranium U 2 représente, dans Les assemblages 10 de la partie centrale, environ 14X en voLume, alors que cette proportion est d'environ 18X en voLume pour Les assemblages périphériques 12. Dans le coeur d'un réacteur ainsi réalisé, la présence de deux zones fissiles présentant des enrichissements différents entraîne des variations locales dans les gains de régénération interne. Comme L'illustre la figure 2 qui représente en (a) la distribution radiale R des puissances P dans la partie fissile du coeur lorsque les assemblages de combustibLe nucléaire sont neufs et en (b) la même distribution radiale des puissances à la fin d'un cycle d'irradiation de ces assemblages, il en résulte une variation importante des puissances Locales au cours d'un cycte du combustible Afin de compenser cette modification dans le temps des puissances dissipées par les assemblages de combustible nucléaire dans Les coeurs de réacteur réalisés de cette manierez on utilise les assemblages de commande ou de pilotage du réacteur.De façon plus précise, ces assemblages de pilotage sont disposés en deux rideaux concentriques, 14a, 14b, le premier rideau 14a étant placé dans la zone centrale constituée par les assemblages 10 et le deuxième rideau 14b etant placé à la limite entre la zone centrale et la zone périphérique constituée par les assemblages 12. Pour compenser L'accroissement de puissance dans la zone centrale en cours de cycLe iLLustré par la figure 2, on enfonce progressivsement dans cette zone les assemblages de pilotage 14 constituant le premier rideau au fur et à mesure que le temps d'irradiation des assemglages de combustible nucléaire 10 s'accroit.A L'inverse, on compense l-a diminution de puissance en cours de cycle dans la zone périphérique en enfonçant en partie les assemblages de pilotage 14 du deuxième rideau en début de cycle-et en diminuant peu à peu cet enfoncement- au cours du cycle. Cette compensation de la variation des puissances en cours de cycle nécessite de prévoir un nombre important d'assemblages de pilotage 14a, 14b afin que L'on puisse disposer d'une rêserve d'antiréactivite suffisante pour assurer par ailleurs te pilotage du réacteur a tout moment du cycle a L'aide de ces mêmes assemblages 14. Pour mémoire, on a également représenté sur La figure 1 les trois assemblages 16 en matèriau absorbant les neutrons qui sont placés dans la partie centrale de la zone tissile le et dont La chute dans le coeur commande l'errêt immédiat du réacteur. En plus des inconvèntents liés a La varia tion importante des puissantes du coeur en cours de cytie inbèrents aux coeurs dans lasquels des essembls ges de combustible nucléaire présentant au moins deux réactivités différentes sont utilisés, l'existence d'assemblages différents dans cette zone nécessite de grandes précautions dans la manutention du combustible et pose des problèmes de gestion assez complexes, notamment afin d'éviter qu'un assemblage de forte réac- tivité soit placé dans la partie centrale de La zone fissile ou, inversement, qu'un assemblage de faibLe réactivité soit placé dans la partie périphérique de cette zone. L'invention a précisément pour objet un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides dont la zone centra te fissile ne comprend qu'un seul type d'assemblages de combustible nucléaire, L'enrichisse- ment en matière fissible étant uniforme dans toute cette zone. A cet effet, il est proposé conformément à L'invention un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant une zone fissile constituée d'as- assemblages de combustible nucléaire parmi Lesquels sont réguLièrement repartis des trous de passage pour des barres de pilotage et d'arrêt réaLisées en un matériau absorbant tes neutrons, Lesdits assemblages étant juxtaposés et disposés seLon un réseau régulier, caractèrisé en ce que La zone fissile est constituée d'assembLages identiques à enrichissement unique, des éléments de dilution des neutrons étant réguli--érement répartis dans une partie centrale de Ladite zone fis s'te aFin de réduire la réactivité dans cette partie centra Le Grace à ces caractéristiques, une bonne distribution des eléments de dilution des neutrons dans le coeur permet d'obtenir une répartition radiale des puissances relativement uniforme. De plus, grâce à l'utilisation d'un seul type d'assembLages de combus tible, il est possible de choisir un enrichissement uniforme en matière fissile d'environ 16% en volume, pour lequel les puissances dissipées par les assemblages restent pratiquement stables en cours de cycle, avec tous les avantages qui en découlent (accroîsse- ment du temps de séjour des assemblages dans le coeur et du rendement du réacteur, séduction du nombre des assemblages de commande, etc...). Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, la partie centrale s'étend radialement sur une distance comprise entre 1/3 et 2/3 de ltencombre- ment radial total de la zone fissile, l'étendue exacte étant déterminée en fonction du taux d'enrichissement en matière fissile et de la taille du coeur. Par ailleurs, selon le type d'éléments de dilution des neutrons utilisé et leur composition, le pourcentage de ces éléments par rapport aux assemblages de combustible nucléaire contenus dans la partie centrale de la zone fissile est compris entre 1/5 et 1/3. En pratique, une partie au moins des élé- ments de dilution est constituée par les trous de pas- sage pour les barres de pilotage et d'arrêt, d'autres éléments de dilution pouvant être constitués par des barres d'acier présentant chacune au moins un passage longitudinal dans lequel circuLe Le fluide primaire assurant le refroidissement du coeur. On décrira maintenant, à titre d'exemple non limitatif, un mode de réalisation préféré de l'inven tion en se référant aux dessins annexés dans les quels - la figure 1 déjà décrite, est une vue de dessus représentant partielement et de façon schéma- tique la zone centrale fissile du coeur dun réacteur nucléaire à neutrons rapides du type Super-PtenlxD - la figure 2, déjà décrite, représente en (a) et (b) les courbes de répartition des puissances P dissipées par les assemblages fissiles en fonction de leur disposition radiale R dans le coeur, respectivement en début et en fin de cycle, - la figure 3 est une vue comparable à la figure 1 représentant en vue de dessus et de façon schématique les zones fissile et fertile du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides réalisé conformément à l'invention, et - la figure 4 est une vue comparable à la figure 2 représentant en (a) et (b) la répartition radiale R des puissances P des assemblages de combustible nucléaire constituant la zone fissile du coeur représenté sur la figure 3, respectivement en début et en fin de cycle. Sur la figure 3, on voit que la zone centrale fissile du coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'invention est constituée d'un seul type d'assemblages de combustible nucléaire 20, des éléments de dilution des neutrons 22 étant répartis de façon régulière et homogène dans La partie centrale de cette zone fissile, de façon à réduire la réactivité et, par conséquent, la puissance dans cette partie centrale. Comme dans le coeur des réacteurs à neutrons rapides connus, les assemblages de combustible -nucléaire 20 ainsi que les éléments de dilution des neutrons 22 présentent de préférence une section hexagonale et sont juxtaposés selon un réseau hexagonal ré gulier déterminé par cette section. La structure de chacun des assemblages de combustible nucléaire 20 peut être identique à celle des asseblages existants tels que ceux qui équipent le coeur du réacteur Super-Phénix. La proportion de dioxyde de plutonium Pu02 par rapport à l'ensemble constitué par le dioxyde de plutonium Pu02 et par le dioxyde d'uranium UO2 contenu dans chacun des assemblages est uniforme dans toute la zone fissile et, de préférence, voisine de 16% en volume. L'encombrement radiat de la partie centrale de la zone fissile dans laquelle sont disposés les éléments de dilution des neutrons 22 est déterminé en fonction du taux d'enrichissement des assemblages et de la taille du coeur. Dans te cas où Le taux d'enrichissement est de 16% en volume et où la puissance du réacteur est de 1500 MW étectriques, L'enco radial de cette partie centrale peut être égal, par exemple, à environ 0,55 fois L'encombrement radial de l'ensemble de la zone fissile Lorsque l'enrichisse- ment des assemblages fissiles 20 et la dimension du coeur varient, l'encombrement radial de la partie centrale dans laquelle sont régulièrement répartis les éléments 22 est compris de pref-erence entre 1/3 et 2/3 de l'encombrement radial de l'ensemble de la zone fis si le Par ailleurs, le nombre des éléments de dilut ion de neutrons 22 plac dans La partie centrale de la zone fissile est déterminé en fonction de La nature et de la composition de ces éléments De préfé- rence, le paurcentage d'éléments de dilution den eutrons 22 situés dans la partie centrale correspondante de la zone fissile, par reppert su nomber total d'assemblages de combustible nuelêeire 20 situés dans cette même partie centrale est compris entre 1/5 et 1/3. Dans le mode de réalisation représente sur ta figure 3, le nombre d'éléments de dilution 2 est de 37 alors que le nombre total d'assamblages fissiles 2O est d'environ 400. les éléments de ditution des neutforms 22 sont constitués par tout élément perr3ettant de réduire localement la réactivité et, par conséquent, La puissance dans la partie correspondante du coeur. En pratique, un certain nombre de ces éléments sont constitués par les trous de passage dans lesquels sont reçues les barres de pilotage et d'arrêt du réacteur. Ces éléments peuvent être complétés par des éLéments inertes en acier Dans ce cas, comme on l'a représenté sur la figure 3, au moins un passage Longitudinal 24 est formé dans chacune des barres d'acier, afin d'assurer leur refroidissement sous L'effet de la circulation à l'intérieur de ces passages du fluide caloporteur primaire, généralement constitué par du sodium Liquide, qui circuLe dans le coeur. De façon connue, ta zone fissiLe du coeur du réacteur selon L'invention est entourée par deux zones périphériques successives comprenant une première zone fertile constituée d'assemblages 26 (figure 3) en matériau fertile tel que du dioxyde uranium U02 appauvre La deuxième zone périphérique Cnon représentée) est constituée d'éléments de protection neutronique latérale qui comprennent généralement successivement en allant vers L'extérieur des élements hexago naux en acier, puis des rondins en graphite, en acier et en graphiteboré. Cette deuxième zone périphérique constitue la protection neutronique Latérale du coeur du réacteur Comme l'illustre La figure 4, la réalisation de La zone fissiLe du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides conformément à l'invention permet d'obtenir une répartition radiale des puissances rela- tivement uniforme à L'aide d'un sent type d'assembLages de combustible nucléaire ce qui simplifie considérablement la manutention et la gestion de ce combustible. Une autre conséquence de la stabilité des puissances en cours de cycle est qu'il n'est plus nécessaire d'utiliser les assemblages de commande pour compenser la variation de ces puissances. il en résulte que le nombre des assembLages de commande peut être réduit d'au moins 15% par rapport à un coeur de conception classique. Dans le cas d'un coeur à chute de réactivité nulle cette diminution peut atteindre 30%. Par ailleurs, la stabilité dans le temps des puissances dissipées par les assemblages permet d'améliorer le rendement du réacteur, puisque la puissance locale peut être relativement proche de la puissance maximale admissible sans crainte de voir cette puissance dépasser en cours de cycle le seuil maximum to lérable, par suite d'un accroissement local de la puissance. Dans Le cas d'un coeur à chute de réactivité nulle, un gain de 12 C à 150C sur la température atteinte en moyenne par les assemblages fissiles (loi de point chaud) peut ainsi etre envisagé Bien entendu, ce gain serait un peu pLus faible dans le cas où la chute de réactivité ne serait pas nulle REVENDICATIONS 1. Coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant une zone fissile constituée d'assemblages de combustible nucléaire (20) parmi lesquels sont régulièrement répartis des trous de passage pour des barres de pilotage et d'arrêt réalisés en un matériau absorbant les neutrons, lesdits assemblages étant juxtaposés et disposés selon un réseau régulier, caractérisé en ce que La zone fissile est constituée d'assemblages (20) identiques à enrichissement unique, des éléments (22) de dilution des neutrons étant régulièrement répartis dans une partie centrale de ladite zone fissile afin de réduire la réactivité dans cette partie centrale. 2. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite partie centrale s'étend radialement sur une distance comprise entre 1/3 et 2/3 de L'encombrement radial total de la zone fissile. 3. Coeur de réacteur selon L'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que Le pourcentage des éléments de dilution (22) par rapport aux assemblages de combustible nucléaire (20) contenus dans la partie centrale de la tone fissile est compris entre 1/5 et 1/3. 4. Coeur de réacteur selon L'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce qu'une partie au moins des éléments de dilution (22) comprend les trous de passage pour les barres de pilotage et d'arrêt. 5. Coeur de réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce qu'une partie des éléments de dilution (22) comprend des barres d'acier présentant chacune au moins un passage lonsitudinal de refroidissement (24).