FR 2498800 A1 19820730 FR 8201006 A 19820122 Réacteur nucléaire comportant un dispositif perfectionné de commande de modération La présente invention concerne des réacteurs nuclé- aires et elle a trait, plus particulièrement, à un appareil pour commander la réactivité pendant le fonctionnement. Les réacteurs de centrales nucléaires industrielles classiques contiennent du combustible de taille et de configu- ration suffisantes permettant au réacteur d'entretenir une réaction en chaîne du type fission. Initialement, au moment du démarrage, la quantité de combustible dans le coeur du réacteur est toujours plus grande que celle nécessaire pour la réaction en chatue afin que l'on obtienne un fonctionnement sur une longue période de temps et que la combustion de la matière fissile et la création de produits de r4action résultant du processus de fission soient compens4es. Du fait que le combus- tible en excédent engendre une quantité de neutrons plus grande que celle nécessaire pour entretenir la réaction en chaîne, il faut régler la quantité excédentaire de neutrons de mani&re k maintenir un fonctionnement à un point critique et k empêcher ainsi le réacteur d'atteindre un état incontr8lé. De façon classique, on obtient principalement ce réglage ou commando en faisant absorber des neutrons par une matibre non-fissile et. en permettant k d'autres neutrons de s'échapper du réacteur. Des barres de commande mobiles axialement absorbent des neutreons et bien que les barres de commande puissent remplir des fonc- tions distinctes de commande de compensation et de sécurité, on peut aussi utiliser des barres fixes de matière absorbant des neutrons pour absorber les neutrons en excédant. On utilise aussi des réfrigérants liquides modérateurs, tels que de-l'eau ordinaire ou de l'eau contenant du bore, par exemple, peur assurer un fonctionnement du réacteur dans les limites de plages prescrites et sous certaines conditions de commande. -. Les neutrons engendrés par une fission se déplacent à des vitesses élevées et par conséquent k des niveaux d'énergie différents, la fission dans le réacteur étant due principale- ment aux neutrons possédant des énergies thermiques, c'est-à- dire les neutrons en ou presque en équilibre thermique avec le milieu environnant. Du fait que les réacteurs à eau légère dépendent des neutrons thermiques pour la réalisation de la majeure partie de leur fission, il est important de ralentir les neutrons rapides pour les amener à des niveaux d'énergie plus acceptables pour le processus de fission. Dans un réacteur à eau légère, on obtient ce ralentissement ou modération en utilisant de l'eau ordinaire circulant à travers le coeur du réacteur. Lorsque, au début de la vie du coeur, des neutrons en excédent sont engendrés, on peut réduire les capacités de modération du réacteur et cette action a pour effet qu'un nom- bre plus faible de neutrons engendrés par la fission atteigne une énergie thermique. On utilise les neutrons qui n'atteignent pas une énergie thermique pour transformer 238U en 239Pu fissile. Au fur et à mesure que la quantité de matière fissile diminue au cours d'un fonctionnement prolongé du réacteur, on peut augmenter le degré de modération pour obtenir un ralentis- sement supplémentaire des neutrons tout en maintenant le niveau de réactivité requise Toutefois, l'appareil et la matière nécessaires pour obtenir ces variations de modération du réacteur sont cofteux. - C'est pourquoi la présente invention a pour objet un système relativement peu coûteux pour modifier la modération du coeur du réacteur pendant la durée de vie du coeur du réac- teur. Compte tenu de cet objet, la présente invention réside dans des assemblages combustibles comportant chacun des embouts supérieur et inférieur avec des barres de combustible et des tubes de guidage de barres de commande interposés entre ces embouts, ces assemblages combustibles étant caractérisés par le fait que des tubes remplis de gaz y sont disposés de manière à s'étendre sensiblement sur la totalité de la longueur de ces assemblages avec leurs extrémités inférieures reposant sur la surface supérieure dudit embout inférieur et que des broches pointues sont montées à demeure sur le c8té inférieur de l'em._ bout supérieur avec leurs pointes dirigées vers le bas en direction du sommet desdits tubes remplis de gaz, les pointes desdites brochez et le sommet desdits tubes étant espacés d'une distance égale au degré de dilatation longitudinal des tubes pendant leur fonctionnement dans un réacteur, moins une distance suffisante pour que les broches percent le sommet desdits tubes et permettent au gaz qui s'y trouve d'être dé- placé par l'eau de refroidissement circulant à travers le réacteur. Du fait que l'eau est un modérateur de neutrons, la modération augmente en permettant ainsi l'utilisation d'un niveau plus faible d'enrichissement du combustible pour la même combustion nucléaire que celle de réacteurs qui utilisent du bore, par exemple, dans le réfrigérant à des fins d'absorp- tion. L'invention apparaîtra de façon plus claire dans la description ci-après d'un mode de réalisation préféré donné b titre d'exemple uniquement en référence aux dessins annexés, sur lesquels t la figure 1 est une vue en élévation, partiellement en coupe, montrant la conception d'un assemblage combustible comportant des moyens agencés pour permettre à des barres rem- plies de gaz d'être percées par une pointe pendant le fonction- nement du réacteur; et la figure 2 est une vue détaillée agrandie de l'agence- ment pointe-barre représenté sur la figure 1. Sur la figure 1, on voit que l'on a représenté un assemblage combustible de réacteur nucléaire comprenant un groupe ordonné ou réseau de barres combustibles 12 maintenues espacées les unes des autres par des grilles 14 espacées le long de l'assemblage combustible. Chaque barre de combustible comprend des pastilles 16 de combustible nucléaire et les extrémités des barres sont fermées par des bouchons d'extrémité 19 d'une façon entièrement classiques Pour commander le processus de fission, une multipli- cité de barres de commande 20 peuvent être déplacées suivant un mouvement de va-et-vient dans des tubes de guidage ou chaussettes 22 de barres de commande placées à des positions prédéterminées dans chaque assemblage combustible choisi du réacteur. Le réacteur comprend un embout supérieur 24 et un embout inférieur 26 auxquels sont fixées les extrémités oppo- sées des tubes 22 de guidage de barres de commande pour former un assemblage monobloc pouvant être manipulé commodément sans endommagement de ses éléments constitutifs. Comme illustré sur la figure l les embouts ont une section droite carrée et l'embout supérieur comprend un bottier 28 comportant une plaque supérieure 30 espacée d'une plaque adaptatrice 32. Des ressorts 34 qui sont destinés à maintenir les assemblages en position basse et qui sont fixés aux cités opposés de la plaque supérieure 30 sont maintenus en place par des vis 36 et sont adaptés pour etre comprimés quand la plaque supérieure (non représentée) du coeur du réacteur est mise en position. L'embout supérieur comprend, en outre, un assemblage 37 de commande de grappes de barres comprenant un élément cylindrique 38 fileté intérieurement et comportant des pattes ou bras 40 s'étendant radialement. Un élément de raccordement relie chaque barre de commande 20 avec les bras, l'agencement étant tel que l'assemblage de grappes de barres déplace les barres de commande verticalement dans les tubes de guidage de barres de commande de manière à commander ainsi le processus de fission dans l'assemblage, cela d'une manière bien connue. Comme indiqué ci-dessus, en raison du combustible excédentaire disposé initialement dans le coeur du réacteur, les neutrons en surplus sont absorbés de même qu'ils peuvent s'échapper du coeur* Au lien d'utiliser dans le coeur un modé- rateur d'un type qui absorbe complètement les neutrons, comme par exemple du bore dans l'eau de refroidissement, et les empêche de provoquer une fission dans le combustible, la pré- sente invention utilise dans l'assemblage combustible des tubes multiples k des fins de modération. Les tubes 50 qui s'étendent le long du coeur sont en Zircaloy et comprennent un bouchon d'extrémité inférieure 52 soudé ou fixé de toute autre manière au Zircaloy. Contrairement aux barres de combustible qui ne sont pas en contact avec l'embout intérieur, les tubes 50 por- tent contre la surface supérieure 54 de l'embout qui constitue ainsi une butée contre laquelle le tube peut s'appuyer pendant qu'il subit une dilatation longitudinale. Comme on peut le voir sur la figure 2, le bouchon 56 d'extrémité supérieure a une conception creuse et comprend b son extrémité supérieure une mince section de paroi 58 dis- posée immédiatement en dessous d'une broche acérée 60. Cette broche comprend des rainures longitudinales 62 et est ancrée à la plaque d'embout supérieumpar une vis 64 ou par toute autre disposition de fixation classique. Quand le tube 50 a été assemblé, on le charge d'hélium ou autre gazs jusqu'à une pression à peu près la nmie que peur les barres de combustible. Du fait que ce gaz a une densité inférieure à celle du milieu liquide qu'il déplace, on obtient au début de la durée de vie une modération inférieure à celle obtenue avec un système qui utilise du bore ou autre matibre absorbant les neutrons dans le réfrigérant. Par conséquent, avec le même nombre de fissions, c'est-à-dire avec le mme niveau d'énergie, on obtient essentiellement la mme quantité de flux thermique que dans un système à bore mais une quantité plus élevée de neutrons rapides. Les neutrons en excédent sent au moins partiellement absorbés par 238u du combustible pour produire 239Pu qui est fissile. Lorsque la criticité du réacteur se rapproche du point o le nombre de neutrons thermiques engen- drés commence à devenir inférieur au nombre de ceux qui sent absorbés et qui s'échappent du coeur, le tube 50 s'est dilate au point d'Stre percé par la broche 60. Le gaz initialement placé dans le tube s'échappe par les rainures 62 et l'eau de refroidissement déplace par conséquent le gaz présent dans la barre au fur et k mesure que celle-ci se remplit d'eau. La modération supplémentaire ainsi assurée par l'eau ralentit les neutrons rapides jusqu'à la plage de vitesse des neutrons thermiques et a donc pour effet de produire plus de neutrons thermiques Par conséquent, au fur et à mesure que la combus- tion nucléaire du combustible se déroule, le degré de modéra- tion est augmenté par l'eau supplémentaire de manière que des neutrons supplémentaires soient produits pour entretenir la réaction. Les avantages procurés par cette conception résident dans 1e fait que le combustible est utilisé dans un degré plus grand et que, du fait qu'une modération plus faible est néces- saire, on peut utiliser un rapport diamètre/pas plus petit pour les barres de combustible, ou bien on peut employer des barres de combustible de plus grande dimension pour un réseau donné de barres de combustible dans un assemblage, le résultat étant que des flux thermiques plus acceptables sont disponibles. 24988-00 REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire comprenant une pluralité d'assemblages combustibles comportant chacun des embouts supérieur et inférieur avec des barres de combustible et des tubes de guidage de barres de commande interposés entre ces embouts, caractérisé par le fait que des tubes (50) remplis de gaz sont disposés dans lesdits assemblages de manière à s'étendre sensiblement sur la totalité de la longueur desdits assemblages (10) avec leurs extrémités inférieures (52) repo- sant sur la surface supérieure (54) dudit tambour inférieur (26) et que des broches pointues (60) sont montées à demeure sur le c8té inférieur de l'embout supérieur (24) avec leurs pointes dirigées vers le bas en direction du sommet desdits tubes (52) remplis de gaz, les pointes desdites broches et les sommets desdits tubes (50) étant espacés d'une distance égale au degré de dilatation longitudinale des tubes (50) pendant leur fonctionnement dans un réacteur, moins une distance suffi- sante pour que les broches (60) percent le sommet desdits tubes (50) et permettent au gaz qui s'y trouve d'être déplacé par l'eau de refroidissement circulant à travers le réacteur. 2. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que lesdits tubes (50) sont mis initialement sous pression à l'aide d'un gaz d'une façon suffisante pour empocher l'aplatissement des tubes (50) quand ils sont exposés à la pression du fluide de refroidissement dans le réacteur. 3. Réacteur nucléaire suivant les revendications 1 ou 2, caractérisé par le fait qu'un bouchon (56) est disposé au sommet de chaque tube (50) rempli de gaz, ce bouchon (50) comportant une section supérieure suffisamment mince pour être percée par une broche (60) lorsque le tube (50) augmente de longueur* 4. Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 ou 3, caractérisé par le fait que lesdites broches comportent des rainures longitudinales s'étendant s u r leurs parties coniques de manière à permettre l'échap- pement du gaz et l'entrée du fluide de refroidissement dans les tubes (50) lorsque ceux-ci sont percés par lesdites broches (60).