FR 2098238 A1 19720310 FR 7124817 A 19710707 71 24817 1 2098238 Cette demande de brevet est relative aux demandes US. suivantes, toutes cédées à la Westinghouse Electric Corporation: - S.'I. 53 207 ~ "Means for rapidly Exposing the core of a nuclear reactor for refueling". (WE. 5 - S.". 53 203 - "Cable support structure for enabling a nuclear reactor to be refueled rapidly" (WE. kl 909) - 311. 53 201 - "Rapidly refuelable nuclear reactor" (WE. M 085) - SÏI. 53 200 - "Combination of nuclear reactor and missile shield (WE.U1901) - SI.T. 53 199 ~ "Means for retaining and handling reactor 0-ring seals" 10 (WE. U1 902) - SÎJ. 53 198 - "Hydraulic head Closure mechanism" (WE. Ul 903). La présente invention concerne la technique des réacteurs nucléaires et plus particulièrement les réacteurs nucléaires qui servent de sources primaires pour centrales. De tels réacteurs nucléaires doivent être rechargés périodique-15 ment en combustible. Les opérations de recharge de réacteurs nucléaires actuels peuvent durer de trois à six semaines. Bien que cette invention soit applicable aux autres types de réacteurs, elle s'applique idéalement à la recharge des réacteurs du type à eau sous pression, (P.W.R.). Dans le but de se référer à une réalisation concrète, la présente in-20 vention sera décrite par rapport à un réacteur à eau sous pression, dont la cuve à pression est supposée être verticale. Un tel réacteur nucléaire comporte une cuve à pression fermée par un couvercle. La cuve contient le noyau combustible constitué d'assemblages combustibles ainsi que des structures internes supérieure et inférieure. 25 Le réacteur comporte des barres de réglage qui sont insérées dans le noyau ou retirées de celui-ci par des mécanismes de commande de barres de réglage pour régler le flux neutronique. Les mécanismes fonctionnent à l'intérieur des boîtiers qui sont fixés de manière étanche sur le couvercle et se prolongent au-dessus de celui-ci. Chaque boîtier contient un dispositif d'entraînement, un ar-30 bre d'entraînement des barres de réglage raccordé au dispositif d'entraînement et traversant le couvercle en venant du boîtier, chaque arbre étant en liaison avec les barres de réglage qui lui sont associées. Lors de la recharge en cor-bustitle, le couvercle et l'enveloppe des mécanismes sont soulevés et retirés, de sorte que les arbres d'entraînement des bar-35 res de réglage et les barres de réglage elles-mêmes sont accessibles. Les arbres d'entraînement des barres de réglage sont alors déconnectés des barres de réglage et enlevés avec la structure supérieure de sorte que la recharge en combustible a lieu, tandis que les barres de réglage se trouvent dans le noyau. Après recharge, on procède suivant le processus inverse. U0 Le long temps d'arrêt, plusieurs semaines, que nécessite cette méthode de 7:1 24817 2098238 recharge, fait que la recharge à des intervalles rapproches n'est pas avantageuse et que suivant la technique antérieure elle n'intervenait qu'approximativement une fois par an. On a constaté que cette recharge annuelle inipose des restrictions sévères 5 au combustible chargé initialement ou au combustible de remplacement. L'enrichissement initial du matériau fissile doit être suffisant pour maintenir la ré-activité du réacteur pendant au moins un an. Cet enrichissement est de l'ordre de 3,2 %. A cause de cet enrichissement initial relativement élevé, le milieu dans lequel le combustible est immergé doit avoir initialement une concentrati-10 on relativement élevée d'absorbeur de neutrons, par exemple de bore. Ces conditions sont imposées non seulement au combustible initial mais également lors de chaque recharge en combustible de remplacement. De plus, le nombre d'assemblages combustibles remplacés est basé sur le cycle de recharge annuel et doit constituer une fraction importante des assemblages du noyau. 15 L'estimation des conséquences économiques du temps de recharge révèle qu' on a intérêt à réduire sensiblement le temps de recharge. On peut réduire non seulement les pertes résultant de l'arrêt du réacteur pendant de longs intervalles, mais de plus, du fait que les recharges peuvent se faire plus fréquemment, on obtient des avantages dans la fissibilité en utilisant un,combustible ayant 20 un plus faible enrichissement et en remplaçant fréquemment une fraction relativement petite des assemblages combustibles pendant chaque recharge. De plus, la concentration du matériau neutrophage dans le milieu où est immergé le noyau, par exemple le bore dans de l'eau, peut être diminuée. Dans le cas d'une recharge annuelle de réacteur à eau sous pression, dans 25 lequel on demande un enrichissement du matériau fissile de l'ordre de 3,2 %, nécessite une concentration d'environ 1 200 ppm de bore naturel dans l'eau, le bore étant composé en proportions pondérales de 20 % de B1^ et 80 % de B^ en début de vie, ce qui se traduit par la formation d'une concentration élevée de 3 • • , tritium, H , en cours de vie, tandis que la concentration de bore se réduit à 30 environ 10 p.p.m. Dans un exemple typique, pour un cycle de recharge semestriel, l'enrichissement initial est réduit et la concentration de bore au début de vie est réduite à 650 p.p.m. avec comme corollaire une réduction importante de formation de H^; et pour^ycle de recharge trimestriel, l'enrichissement n'est que de 2,7 % et la concentration de bore au début de vie est réduite à 350 p.p.m. 35 Le but de la présente invention est d'améliorer la rentabilité du fonction nement d'un réacteur nucléaire et de fournir une méthode qui permet de recharger un réacteur nucléaire en un temps très court, de l'ordre de quelques jours seulement . Pour ce faire, l'invention réside en une méthode de recharge d'un réacteur kO nucléaire ayant une structure inférieure comportant, dans une cuve à pression, 71 24817 3 2098238 un noyau constitué d'assemblages combustibles devant être périodiquement remplacés, ainsi qu'un montage interne inférieur, et une structure supérieure comportant un couvercle de cuve à pression, un montage interne supérieur, des mécanismes l'entraînement de barres de réglage et des boîtiers pour ceux-ci et des câbles électriques, le dit couvercle étant maintenu sur la dite cuve par des goujons munis de moyens de serrage et de desserrage, la dite méthode étant caractérisée par les étapes suivantes: - l'actionnement de moyens ie desserrage pour débloquer et enlever en une seule opération les dits goujons, libérant de ce fait le dit couvercle de la dite cuve, - le déplacement de la dite structure supérieure avec tout son équipement en 'une seule opération de levage vers un endroit donné à l'écart de la dite structure inférieure en donnant accès au dit noyau et - le remplacement des dits assemblages combustibles. Grâce 1 cette méthode, le nombre d'opérations distinctes à réaliser lors de la recharge est sensiblement diminué, ce qui fait que l'accès à la cuve à pression est plus rapide. Les pertes de temps dues à des manipulations erronées sont également réduites, ce qui fait que la recharge peut être menée à bien en quelques jours, évidemment, pendant une période où la centrale doit fournir une é-nergie minimum de sorte que le cycle de recharge peut n'être que de trois à six mois. Lors de l'enlèvement des barres de réglage pendant la recharge, la concentration de bore doit être augmentée pendant la recharge. Il est à noter que 1' augmentation doit aller jusqu'à 2 JOG p.p.m. dans le cas d'un cycle de recharge annuel. Pour un cycle de recharge semestriel, la concentration de bore est ramenée à 1 560 p.p.m. et pour un cycle trimestriel elle est encore réduite davanta- fO . o*- * Les assemblages combustibles de remplacement sont transférés en une seule opération dans l'enceinte où se trouve la cuve et sont prêts pour la recharge. Les assemblages combustibles épuisés sont transférés de la même manière hors de l'enceinte t-ri une seule opération. Un puits de transfert pour combustible est prévu dans l'enceinte cù les assemblages épuisés peuvent être provisoirement dé- T- G3 • Lorsque les intervalles de recharge sont de G mois, on remplace normalement un cinquième les assemblages usés ians le noyau. Suivant cette technique, les assemblages du centre du noyau sont retirés et remplacés par des assemblages extérieurs. Les assemblages extérieurs sont ensuite remplacés. En alternative, on peut adopter une méthode de recharge suivant laquelle on ne procède pas par* remplacement successif des assemblages combustibles. Une petite fraction seulement des assemblages du noyau est remplacée lors de chaque 1 BAD ORIGINAL 71 24817 2098238 recharge. Les remplacements sont dans chaque cas repérés de manière qu'en deux ans et demi environ, tous les assemblages soient remplacés. Après recharge, la concentration de bore est réduite à la valeur nécessaire (par exemple 350 p.p.m. pour un cycle trimestriel). 5 L'invention sera mieux comprise en se référant à la description qui va sui vre et aux dessins annexés qui sont relatifs à une réalisation préférée. Sur ces dessins: - La figure 1 est une vue en plan d'une réalisation suivant l'invention, la structure supérieure du réacteur et l'équipement de levage étant enlevés. 10 - La figure 2 est une coupe suivant la ligne II-II de la figure 1 et - La figure 3 est un graphique illustrant les avantages de l'invention. Les figures 1 et 2 représentent un réacteur nucléaire 11 installé dans un puits 13 ainsi qu'un équipement de levage 15, plus précisément une grue, pour soulever et déplacer la structure supérieure du réacteur 11. La grue 15 comporte 15 les dispositifs d'entraînement habituels (non représentés) nécessaires pour le bon fonctionnement et est de préférence mobile sur un chemin de roulement (non représenté). Une niche 17 est également prévue pour l'appareillage de remplacement. Un chariot 19 pour véhiculer, avant la recharge, le combustible de remplacement et après la recharge le combustible épuisé/est remisé dans la niche 17. 20 Un puits pour combustible usé 18 est accessible de la niche 17, par une porte 20. Pendant la recharge, la niche 17 et le puits 13 sont remplis d'eau. Dans le cas où il y a lieu d'effectuer des réparations, la porte 20 est fermée et la niche 17 est vidée de son eau par pompage. Une grue 23 est prévue pour mener à bien l'opération de remplacement de combustible. La grue 23 peut se déplacer le 25 long d'un chemin de roulement 25 et possède une tige mobile pour saisir et déplacer les assemblages combustibles. Le réacteur 11 comporte une structure inférieure 31 et une structure supérieure 33- La structure inférieure 31 est constituée par une cuve à pression 35. A l'intérieur de la cuve 35 se trouve un noyau 37 constitué d'assemblages com-30 bustibles (figures 2). La cuve 35 est raccordée à des conduites 39 et U1 pour véhiculer le fluide entre les générateurs de vapeur h3 et la dite cuve ainsi qu'entre les pompes U5 et la cuve. La structure supérieure 33 est constituée par le couvercle 51 de la cuve à pression. Les boîtiers (non représentés) des mécanismes de commande de barre de 35 réglage (non représentés) sont fixés de façon étanche sur le couvercle 51. Les pistons d'entraînement (non représentés), les arbres d'entraînement (non représentés) et les barres de réglage (non représentées) passent des boîtiers (non représentés) dans le noyau 37 en traversant le couvercle. Ces pistons d'entraînement, ces arbres d'entraînement et ces barres de réglage sont maintenus dans U0 leur position rétractée pendant la recharge et peuvent être enlevés en tant que 71 24817 5 2098238 composants de la structure supérieure 33. La structure supérieure 33 comporte également -on écran missile 53- L'écran 53 possède des pattes d'accrochage 55 destinées à recevoir le crochet de la grue 15 pour permettre le soulèvement de la structure supérieure. L'enveloppe 57 contenant les mécanismes d'entraînement des 5 barres de réglage (non représentés) possède me couronne 59 sur laquelle pivote un berceau 61 porteur de câbles 65. Ces câbles 65 sont raccordés a des armoires classiques 63 situées dans un compartiment 67. Le couvercle 51 est fixé d'une manière étanche sur la cuve à pression par des goujons 71. Chaque goujon 71 est pourvu d'un dispositif de précontrainte 73 10 à pression hydraulique pour l'enlèvement rapide des goujons. On préfère utiliser 26 gros goujons plutôt que 52 goujons plus petits. Les goujons 71 et les dispositifs de précontrainte 73 ainsi que le couvercle 51 sont logés dans un capot 75 en isolant thermique. Le puits 13 est entouré d'une construction extérieure en béton 81 servant 15 d'écran aux radiations radioactives. Dans la construction 81, se trouve une enveloppe 83 de retenue de pression, normalement en acier, dont la base 85 repose sur le fond 87 de la construction 81. La grue 23 et son chemin de roulement 25 sont situés dans l'enveloppe 83• L'enveloppe 83 contient également une structure intérieure en béton 91 dans 20 laquelle se trouvent le réacteur 11 et ses accessoires tels que les générateurs de vapeur U3, les pompes U5 et les conduites de fluide 39 et U1. Le réacteur 11 est logé dans le puits 13 qui fait partie de la structure 91» La cuve 35 est entourée d'un calorifugeage 95 séparé de la paroi 93 du puits 13 par un espace d* air non représenté. Les conduites 39 et U1 passent par des canaux dans cette 25 structure 91 et sont également entourés par ion calorifugeage 95 séparé aussi de la paroi 97 par un espace d'air. Les générateurs de vapeur ^3 et les pompes 1+5 reposent sur le fond 100 de la structure. Les éléments 39, ^1» ^3 et U5 ainsi que d'autres, sont accessibles ou visibles par des ouvertures d'inspection 101 et 103 (voir figure 1). Le pupitre de manoeuvre situé, au-dessus du réacteur est 30 protégé des générateurs de vapeur U3 par des écrans courbes 105 en béton, tendus entre des parois 107 appuiées contre une structure circulaire 109 en béton, en contact avec l'enveloppe 83. Des ouvertures 10U sont prévues pour la ventilation du puits 13. La base 99 est pourvue d'un logement circulaire 111 vers lequel la structu-35 re supérieure 33 peut être amenée lors de la recharge. Il peut également y avoir des logements 113 et 115 pour remiser le couvercle 51 et les montages internes supérieur ou inférieur (non représentés) si nécessaire. Un générateur de pression 116 destiné à maintenir la pression pendant le fonctionnement du réacteur 11 y est également prévu. hO La structure interne 91 est pourvue d'un capot 117 en acier et en béton, 71 24817 6 2098238 montré E la figure 2 dans sa position haute. Le capot 117 est monté sur des articulations 119 et donne accès au réacteur 11 et à ses accessoires quand il est relevé. Lorsqu'il est rabattu pendant le fonctionnement normal du réacteur 11, le capot 117 sert d'écran de protection. 5 A l'intérieur de l'enveloppe 83, on a prévu une niche 121 dans laquelle, pendant la recharge, un chariot 19 peut se déplacer, portant les assemblages combustibles de remplacement (ou après la recharge, les assemblages combustibles épuisés). La niche 121 est entourée d'une paroi en béton 123 et est séparée de l'intérieur de la structure interne 91 par une porte amovible 125. 10 La niche de recharge 17 est une cavité dans la paroi 131 du puits de remi sage de combustible épuisé. La paroi 131 est, par une de ses faces, en contact avec la paroi voisine 133 de la construction en béton 81. Un passage 135 s'étend à travers les parois 131, 133 et 123. Le passage 135 est pourvu d'un blindage cylindrique en métal 136. Il est fermé du côté de la niche. 17 par une porte 137 15 qui peut coulisser d'une position ouverte à une position fermée. Du côté de la niche 121, le dit passage est fermé par un couvercle 139 qui est boulonné sur une collerette 1^1 du blindage 136. La recharge s'effectue sous eau pour assurer une protection contre la radioactivité. Il est essentiel que les parties internes supérieures soient maintenu-20 es sous eau du fait qu'elles sont remontées en tant qu'éléments de la structure supérieure. Le niveau d'eau est donc relevé au fur et à mesure que les pièces internes supérieures sont remontées. Mais, le niveau d'eau doit être maintenu en-dessous des dispositifs 73, du berceau 61 et des câbles 65. Au départ, l'intérieur du puits 13 est sec. Au début de la recharge, le chariot à combustible 25 19 est amené sous eau dans la niche 17 avec les assemblages de remplacement 151. La concentration de bore est alors augmentée de façon appropriée à l'ampleur de la recharge, c'est-à-dire 2 500 p.p.m. pour un cycle annuel et 1 UUo p.p.m. ou moins pour des cycles plus courts. Les mécanismes d'entraînement des barres de réglage (non représentés) sont actionnés pour remonter les barres (non représen-30 tées) dans la position rétractée. Les dispositifs de précontrainte 73 sont alors mis en action et les goujons 71 sont basculés en dehors de leur position de blocage. La structure supérieure est ensuite soulevée dans la position A de la figure 1 et déplacée vers le logement 111 dans la position B. A cet instant, ou même avant, le niveau de l'eau dans le puits 13 est relevé. Le niveau de l'eau 35 qui monte pendant cette opération est toujours maintenu au-dessus des pièces internes supérieures dans la structure qui est en train de s'élever mais en-des-sous des dispositifs 73, du berceau 61 et des câbles 65. La porte 137 est alors soulevée et le chariot 19 amené dans la niche 121. La porte 125 est à son tour soulevée et la recharge s'opère par la grue 23. Les U0 assemblages épuisés sont remplacés un par un par les assemblages de remplacement 71 24817 7 2098238 et les assemblages usés sont amenés au chariot 19* Quand le remplacement des assemblages combustibles est terminé, le chariot 19 portant les assemblages épuisés est conduit dans la niche 17 d'où les assemblages sont transférés sous eau dans le puits 18. La structure supérieure est 5 ensuite replacée alors que le niveau d'eau est graduellement abaissé. Les goujons sont fixés de manière à assurer l'etanchéité entre le couvercle 51 et la cuve 35* L'écran 53 est abaissé en position de travail et les barres de réglage sont réintroduites dans le noyau 37- La concentration de bore de l'eau dans la cuve du réacteur est ramenée à sa valeur normale (1 200 p.p.m. pour un cycle an-10 nuel, 650 pour un cycle semestriel et 350 pour un cycle trimestriel). Le réacteur 11 paut alors être mis en fonctionnement normal. Au lieu d'effectuer la recharge à l'aide d'un chariot 19, les assemblages peuvent être amenés un par un du puits 13 où ils se trouvent normalement. La figure 3 représente la relation entre la durée des cycles et l'économie 15 sur le prix du combustible. La durée des cycles exprimée en mois est portée en abscisse et l'économie exprimée en dollars par kilowatt est portée en ordonnée. Les courbes sont tracées pour trois paramètres de temps de recharge. Cette figure montre qu'avec un temps de recharge de trois jours l'économie de combustible est maximum pour un cycle de trois mois. 71 24817 8 2098238 REVENDICATIONS. 1. Méthode de recharge d'un réacteur nucléaire ayant une structure inférieure comportant, dans une cuve à pression, un noyau constitué d'assemblages combustibles devant être périodiquement remplacés, ainsi qu'un montage interne inférieur 5 et une structure supérieure comportant un couvercle de cuve à pression, un montage interne supérieur, des mécanismes d'entraînement de barres de réglage et des boîtiers pour ceux-ci et des cables électriques, le dit couvercle étant maintenu sur la dite cuve par des goujons munis de moyens de serrage et de desserrage, la dite méthode étant caractérisée par les étapes suivantes: 10 - L'actionnement de moyens de desserrage pour débloquer et enlever en une seule opération les dits goujons, libérant de ce fait le dit couvercle de la dite cuve, - le déplacement de la dite structure supérieure avec tout son équipement en une seule opération de levage vers un endroit donné à l'écart de la dite struc- 15 ture inférieure en donnant accès au dit noyau et - le remplacement des dits assemblages combustibles. 2. Méthode suivant la revendication 1, suivant laquelle le réacteur comporte m écran missile faisant partie du montage supérieur et pouvant être déplacé de son emplacement de travail vers un endroit de remisage, caractérisée en ce que 20 l'écran missile est engagé pour lever le montage supérieur pour d'abord déplacer l'écran missile de son emplacement de travail, disposant de ce fait les mécanismes de commande de barres de réglage en condition de recharge. 3. Méthode suivant l'une des revendications 1 ou 2, caractérisée en ce que les assemblages combustibles de remplacement sont tous transférés en une opération 25 unique vers une position de recharge avant le début du remplacement par les dits assemblages de remplacement,des assemblages combustibles épuisés. 1*. Méthode suivant l'une des revendications 1, 2 ou 3, caractérisée en ce que la recharge a lieu à des intervalles relativement courts de l'ordre de 3 à 6 mois, une partie seulement des assemblages combustibles du noyau étant remplacés 30 lors de chaque opération de recharge. 5. Méthode suivant la revendication U, caractérisée en ce que les assemblages combustibles de départ et les assemblages combustibles de remplacement sont composés d'un combustible à enrichissement relativement bas du matériau fissile, moins de 3,2 %, et de préférence environ 2,7 %• 35 6. Méthode suivant l'une des revendications 1 à 5, suivant laquelle la cuve contenant le noyau et une enceinte qui est normalement rendue étanche et qui possède une ouverture scellée pendant le fonctionnement normal, caractérisée en ce que pendant la recharge, les assemblages combustibles de remplacement sont transférés en une seule opération dans la dite enceinte à travers 1'ouverture. U0 7- Méthode suivant l'une des revendications de 1 à 6, caractérisée en ce que 71 24817 9 2098238 l'effet de l'enlèvement des baxres de réglage hors du noyau pendant la recharge est compensé par une augmentation, dans la cuve du réacteur, de la concentration du matériau neutrophage, par exemple du bore 10.