FR 3025650 A1 20160311 FR 1458492 A 20140910 1 REACTEUR A NEUTRONS RAPIDES, A COEUR CONTENANT DES ELEMENTS COMBUSTIBLES A BASSE TEMPERATURE DE FONCTIONNEMENT NOMINAL, ET PREFERABLEMENT DE FAIBLE DIAMETRE, ET UN MATERIAU MODERATEUR DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides. Elle s'applique notamment aux réacteurs à neutrons rapides qui sont refroidis par le sodium liquide (RNR Na). Dans un réacteur à neutrons rapides, les transitoires de réactivité, de débit de sodium ou de puissance sont des initiateurs potentiels d'un accident de réactivité. A ce titre, la limitation des conséquences de ces transitoires est l'un des enjeux majeurs de la sûreté d'un tel réacteur. La présente invention vise à améliorer le comportement naturel du coeur du réacteur afin de prévenir de tels accidents. On cherche ainsi à améliorer la résistance du coeur à ces transitoires, tels les insertions de réactivité, tout en maintenant des performances neutroniques nécessaires au fonctionnement du réacteur. Les coefficients de contre-réaction neutronique du coeur jouent un rôle-clé dans le comportement du réacteur lors d'un transitoire. Dans la présente invention, on cherche à maximiser la contre-réaction Doppler car cette dernière réagit de manière instantanée à toute insertion de réactivité. L'invention peut s'appliquer à tout type de combustible nucléaire (métal, carbure, nitrure, oxyde) mais s'applique de préférence à un combustible à base de MOX c'est-à-dire d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE Il est connu d'insérer un matériau modérateur dans un assemblage combustible d'un réacteur à neutrons rapides. A ce sujet, on se reportera aux documents suivants : 3025650 2 [1] FR 2 711 835, « Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur » (Fast-neutron nuclear reactor in which at least one moderator element is incorporated in assemblies of the reactor) ; 5 [2] B. Merk et al., « On the use of a moderation layer to improve the safety behavior in sodium cooled fast reactors », Annals of Nuclear Energy, Vol. 38, N°5, Mai 2011, pp. 921-929; [3] B. Merk et al., "On the use of moderating material to enhance the feedback coefficients in SFR cores with high minor actinide content", Proceedings of the 10 International Conference of Applied Psychology (ICAPP'12), Paper 12428, Chicago, III, USA, Juin 2012. En particulier, selon le document [1], l'adjonction du matériau modérateur permet d'augmenter la contre-réaction Doppler en augmentant le coefficient Doppler, noté KD. 15 Cette technique connue est bénéfique mais ne permet pas, à elle seule, d'atteindre le niveau recherché de résistance du coeur à des insertions intempestives de réactivité. EXPOSÉ DE L'INVENTION 20 La présente invention vise à remédier à cet inconvénient. Dans l'invention, on considère encore le coefficient Doppler KD, selon la formule : PF-PN=KD X In (TF/TN) 25 où pN désigne la réactivité du coeur à la température maximale de fonctionnement nominal TN et pF désigne la réactivité du coeur à la température de fusion du combustible TF. Mais, d'une part, on augmente le coefficient KD par adjonction d'un matériau modérateur et, d'autre part, on diminue la température TN. Les éléments combustibles doivent être conçus de façon à ce que la température du combustible reste 3025650 3 à des températures relativement basses au cours d'un fonctionnement nominal. A titre d'exemple, le rapport entre TF/TN est entre 1,5 et 2. Ainsi, dans un mode de réalisation particulier pour des éléments combustibles oxyde, on vise un écart TF-TN de 1000°C entre la température maximale de 5 fonctionnement nominal TN et la température de fusion du combustible TE. Pour avoir une basse température de fonctionnement des éléments combustibles, il faut diminuer la puissance linéique globale, c'est-à-dire la puissance totale du coeur du réacteur, divisée par la longueur totale de tous les éléments combustibles. Pour ce faire, dans la présente invention, on choisit, de préférence, de 10 diminuer le diamètre des éléments combustibles (par rapport aux diamètres habituellement utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides). Cela permet d'augmenter le nombre des éléments combustibles. Ainsi, on augmente la longueur totale de ces éléments et l'on diminue donc la puissance linéique globale. De façon précise, la présente invention a pour objet un réacteur 15 nucléaire à neutrons rapides, comprenant un coeur qui comporte des assemblages combustibles et au moins un matériau modérateur, chaque assemblage combustible comprenant un tube qui comporte des parois interne et externe et contient un faisceau d'éléments combustibles cylindriques, de préférence à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, caractérisé en ce que les éléments combustibles sont 20 configurés pour fonctionner à une température maximale de fonctionnement nominal TN qui est inférieure ou égale aux 2/3 de la température de fusion du combustible TF. Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, les éléments combustibles sont à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, pour lequel la température TF vaut environ 2700°C, et la température maximale de 25 fonctionnement nominal TN vaut 1500°C. Selon un mode de réalisation préféré du réacteur nucléaire à neutrons rapides, objet de l'invention, la température maximale de fonctionnement nominal TN est inférieure ou égale à la moitié de la température de fusion du combustible TF. De préférence, la puissance totale du coeur du réacteur, les dimensions 30 transversales de ce dernier et la longueur des éléments combustibles sont prédéfinies, un 3025650 4 diamètre interne Do et un nombre No sont choisis pour les éléments combustibles de façon à être compatibles avec les dimensions transversales du coeur du réacteur, et le diamètre interne des éléments combustibles, effectivement utilisés dans le réacteur, est inférieur à Do, ce qui permet d'utiliser un nombre d'éléments combustibles supérieur à 5 No. Par « diamètre interne d'un élément combustible », on entend le diamètre interne de la gaine dudit élément. On rappelle que cette dernière contient un empilement de pastilles de combustible nucléaire. De préférence, le diamètre interne des éléments combustible est 10 inférieur à 6 mm. Il est de préférence choisi dans l'intervalle allant de 5 mm à 6 mm. La réduction du diamètre interne des éléments combustibles permet, comme on l'a vu plus haut, de réduire la puissance linéique dégagée par ces éléments combustibles. Cela permet un fonctionnement du combustible aux températures visées. 15 De telles températures sont basses pour un RNR Na standard (puissances linéiques de l'ordre de 200 W/cm à comparer à plus de 400W/cm pour des coeurs standards). Ceci va à l'encontre des conceptions communément développées. En même temps, cette configuration ne se fait pas au détriment des performances du réacteur car la diminution du diamètre est contrebalancée par l'augmentation du nombre d'éléments combustibles. 20 A titre d'exemple, la fraction volumique de combustible au sein d'un assemblage peut ne diminuer que de 10% du fait de la réduction du diamètre interne des éléments et de l'augmentation du nombre d'éléments. Selon un mode de réalisation particulier de l'invention, les éléments combustibles sont à base d'un mélange de carbure d'uranium et de carbure de plutonium 25 ou d'un mélange de nitrure d'uranium et de nitrure de plutonium, permettant d'obtenir ladite température maximale de fonctionnement nominal TN. Selon un mode de réalisation préféré de l'invention, le matériau modérateur est contenu dans des éléments cylindriques qui sont parallèles aux éléments combustibles cylindriques. 3025650 5 Dans la présente invention, le matériau modérateur peut recouvrir en outre la paroi interne des tubes de certains des assemblages combustibles. Ce matériau modérateur peut également recouvrir certains des éléments combustibles. 5 Le matériau modérateur est de préférence choisi parmi B4C, des hydrures, notamment CaH2, ZrH2 et YH2, le béryllium et des matériaux à base de béryllium, notamment BeO. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS 10 La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : -la figure 1 est une vue en coupe radiale schématique du coeur d'un exemple de réacteur à neutrons rapides, dans lequel on peut mettre en oeuvre la 15 présente invention, -les figures 2A à 2F illustrent schématiquement divers modes de réalisation particuliers de la présente invention, et -la figure 3 est une vue en perspective schématique de l'intérieur d'un assemblage combustible qui est utilisable pour mettre en oeuvre l'invention. 20 EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Dans un réacteur à neutrons rapides, dont le combustible est par exemple sur un support d'uranium 238, une augmentation de la température de ce combustible, à la suite d'une injection de réactivité ou de puissance, entraîne 25 instantanément une augmentation des captures de neutrons par effet Doppler et donc une diminution du nombre de neutrons disponibles pour entretenir la réaction en chaîne et la production de puissance. Dans un mode de réalisation préféré de la présente invention, l'amélioration de l'effet Doppler repose sur la combinaison de deux solutions techniques, 30 agissant en synergie, pour le coeur d'un réacteur à neutrons rapides, notamment un 3025650 6 réacteur qui est refroidi par le sodium liquide et qui utilise un combustible à base d'oxyde : -la réduction de la puissance dégagée par les aiguilles combustibles par l'intermédiaire d'une réduction de leur diamètre interne, ce qui permet un 5 fonctionnement du combustible à des températures relativement basses, notamment pour un réacteur refroidi au sodium (puissances linéiques de l'ordre de 200 W/cm pour un diamètre interne de l'ordre de 6 mm, alors qu'elles sont supérieures à 400 W/cm dans les coeurs standard), et -la modération du spectre neutronique résultant d'un ou plusieurs 10 matériaux modérateurs dans le coeur, sous diverses formes (remplacement d'éléments combustibles par des éléments modérateurs, ajout d'une couche mince en matériau modérateur, déposée à la surface d'un élément structurel). L'invention s'applique à tout type de coeur de réacteur à neutrons rapides (homogène ou hétérogène), de toute taille et toute puissance. 15 Une illustration détaillée de l'invention est donnée ci-après pour un exemple de coeur de conception classique, de géométrie homogène, à base de combustible MOX (U-Pu)02, de forte puissance thermique (3600 MWth), en faisant référence à la figure 1. Ce coeur 2 comporte deux types d'assemblages combustibles dont la géométrie est identique mais qui diffèrent par leur charge de matière fissile. Ces deux 20 types d'assemblages constituent respectivement le coeur interne 4 et le coeur externe 6 du réacteur. Le ratio de matière fissile entre le coeur interne et le coeur externe vaut 0,72 dans l'exemple décrit. Les assemblages combustibles 8 sont de type hexagonal et comprennent des éléments combustibles constitués par des aiguilles combustibles (en 25 anglais, fuel rods). Sur la figure 1, les références 10, 12, 14 et 16 désignent respectivement des barres de pilotage internes, des barres de pilotage externes, des barres de sûreté et des assemblages réflecteurs et/ou de protection neutronique latérale. Le tableau I décrit les principales caractéristiques des assemblages 30 combustibles 8, également appelés « assemblages fissiles ». 3025650 7 Tableau I Entreplat inter-assemblage (mm) 152,36 Epaisseur totale du tube hexagonal (mm) 4,50 Hauteur fissile (mm) 1000 Nombre d'aiguilles (total) 331 Nombre d'aiguilles modératrices variable Diamètre pastille fissile (mm) 5,43 Epaisseur du jeu pastille/gaine (mm 0,22 Epaisseur de la gaine (mm) 0,45 Diamètre du fil espaceur (mm) 1 Pas du fil espaceur (mm) 225 5 Dans l'exemple décrit, le matériau modérateur est inséré dans le coeur sous forme, d'une part, d'aiguilles modératrices en nombre variable, éventuellement gainées dans le cas où le modérateur n'est pas chimiquement compatible avec le sodium et, d'autre part, d'un revêtement qui est disposé sur chaque tube hexagonal et dont l'épaisseur est variable. 10 Le tableau Il détaille de manière non exhaustive des motifs d'assemblages possibles. Ce tableau Il est à lire en liaison avec les figures 2A, 2B, 2C, 2D, 2E et 2F qui correspondent respectivement à 10, 19, 31, 43, 55 et 91 aiguilles en matériau modérateur. 15 Sur chacune de ces figures, on a schématiquement représenté, en coupe radiale, l'un des assemblages combustibles 8 du coeur 2 de la figure 1. On voit les éléments combustibles cylindriques 18 (aiguilles combustibles), dont le diamètre interne est inférieur à 6 mm, et d'autres éléments cylindriques (aiguilles) 20 qui sont parallèles aux éléments combustibles 18 mais contiennent un matériau modérateur au lieu de 20 contenir le combustible ou matière fissile. 3025650 8 Tableau Il Fraction volumique Figure 2A 2B 2C 2D 2E 2F (%) Modérateur 1,2% 2,4% 3,9% 5,4% 6,9% 11,3% Combustible 37,0% 36,0% 34,6% 33,2% 31,8% 27,7% Sodium 31,9% Acier 26,8% Vide 3,0% 2,9% 2,8% 2,7% 2,6% 2,2% 5 Le matériau modérateur est choisi en fonction, d'une part, de son rapport de modération qui mesure sa capacité à ralentir les neutrons et, d'autre part, de son impact sur les performances du coeur (inventaire fissile, gain de régénération). Parmi les modérateurs utilisables, on peut citer B4C, les hydrures métalliques (ZrH2, YH2, CaH2), le béryllium et les matériaux à base de béryllium, par exemple BeO. 10 Plusieurs conceptions ont été sélectionnées : -une conception avec 19 aiguilles d'hydrure d'yttrium (YH2) avec un gainage en acier ; -une conception avec 55 aiguilles de béryllium métallique (Be) sans gainage, car ce matériau est compatible avec le sodium, et un revêtement (en 15 anglais, liner) de 1,1 mm d'épaisseur sur la face interne du tube hexagonal (TH) de l'assemblage contenant les aiguilles ; et -une conception avec des revêtements externes en béryllium métallique (Be), de 0,455 mm d'épaisseur, autour des gaines des éléments combustibles, et un revêtement interne de 1,1 mm d'épaisseur, sur la face interne du tube hexagonal. 20 Le tableau III présente les principales caractéristiques des coeurs ainsi obtenus ainsi que celles de certains coeurs témoins, afin de mettre en lumière le phénomène de synergie des caractéristiques « faible température du combustible », « petites aiguilles » et « modération ». Pour chaque cas de coeur, ce tableau III présente les éléments suivants : 3025650 9 -le descriptif succinct du cas, -la présence et le type de modérateur utilisé, -le nombre d'aiguilles modératrices dans l'assemblage combustible, -la quantité moyenne (en pourcentage volumique) de modérateur dans 5 le coeur, -la teneur moyenne en plutonium dans le matériau combustible, -la température moyenne du combustible en fonctionnement nominal (estimée via le modèle simplifié dit de la température de Rowland), -la valeur de la constante Doppler Kip, et 10 -l'antiréactivité apportée par l'accroissement de puissance du réacteur jusqu'à l'atteinte de la fusion du combustible (intégrale Doppler). o L.r) Lo S55854 FR PV-P L.r) 10 o Tableau III Cas Modérateur Nombre d'aiguilles modératrices Fraction volumique de modérateur (%) Teneur Température de Rowland Ko Intégrale moyenne en Doppler Pu (%) Coeurs témoins A Coeur à grosses / / 0,0% 15,8% 1227°C -2,8$ -1,5$ aiguilles (type SFR- v2B) B Coeur à grosses Be 30 6,8% 17,9% 1227°C -4,45$ -2,4$ aiguilles (type SFR- v2B) C Coeur à petites / / 0,0% 18,2% . 948°C -3,1$ -2,3$ aiguilles Coeurs sélectionnés D Coeur conforme à YH2 19 2,4% 21,0% 970°C -5,2$ -3,8$ l'invention, à petites aiguilles E Coeur conforme à Be 55 6,9% 22,1% 1014°C -4,9$ -3,4$ l'invention, à petites aiguilles F Coeur conforme à Be 55 12,2% 21,5% 1014°C -6,1$ -4,2$ l'invention, à petites aiguilles + revêtement-TH (1,1 mm) G Coeur conforme à Be / 15,8% 20,8% 948°C -7,3$ -5,4$ petites aiguilles + revêtement-gaine (0,455 pm) + revêtement-TH (1,1 mm) 3025650 S55854 FR PV-P 11 On peut constater, dans le tableau III, que l'intégrale de contre-réaction Doppler est améliorée de 0,8$ par l'introduction de petites aiguilles combustibles dans les assemblages (cas A à C), et de 0,9$ par l'introduction de 6,8% de matériau modérateur dans les seuls assemblages combustibles (cas A et B). 5 L'utilisation conjointe de matériau modérateur (dans les mêmes proportions de matériau) et de petites aiguilles (cas E) permet d'obtenir une intégrale Doppler de -3,4$, d'où un gain de 1,9$ par rapport à la référence classique (cas A). Par comparaison avec la somme des effets élémentaires (0,8+0,9=1,7$), on constate donc bien un effet de synergie des deux caractéristiques de l'invention. 10 En maximisant la proportion de matériau modérateur par ajout de revêtement autour des aiguilles combustibles et autour de la structure de l'assemblage c'est-à-dire autour du tube hexagonal de celui-ci, le gain combiné sur l'intégrale Doppler par rapport au cas de référence atteint près de 4$ (cas G). La figure 3 illustre schématiquement l'intérieur d'un assemblage 15 combustible 8. On voit son tube hexagonal 22 dans lequel sont disposés des éléments cylindriques 24 dont la gaine a la référence 26. Conformément à l'invention, certains de ces éléments contiennent du combustible, tandis que d'autres contiennent un matériau modérateur. En outre, conformément à l'invention, certaines gaines d'éléments combustibles peuvent être recouvertes de matériau modérateur. Et la paroi interne 28 de 20 certains tubes hexagonaux peut également être recouverte de matériau modérateur. Dans ce qui suit, on revient sur les divers cas où les éléments combustibles sont à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, à base d'un mélange de carbure d'uranium et de carbure de plutonium, à base d'un mélange de nitrure d'uranium et de nitrure de plutonium ou à base d'un métal. 25 Cas des oxydes Pour un niveau de puissance linéique standard, on a à l'heure actuelle une marge de 300°C entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible (2400°C à comparer à 2700°C). Pour augmenter cette marge, il faut réduire la puissance linéique soit en réduisant la puissance soit en 30 augmentant la longueur totale des aiguilles, chose que l'on propose de préférence dans la 3025650 S55854 FR PV-P 12 présente invention, en réduisant le diamètre des pastilles afin d'augmenter le nombre d'aiguilles pour un volume donné du coeur du réacteur. Cas des carbures Pour le même niveau de puissance linéique, la température maximale 5 de fonctionnement vaut 1700°C et la marge entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible vaut 600°C (1700°C à comparer à 2300°C). Il est alors moins nécessaire de réduire le diamètre pour augmenter la longueur totale des éléments combustibles et atteindre les objectifs fixés. Cas des nitrures 10 Ce cas est très semblable au précédent. Cas du métal La marge entre la température maximale de fonctionnement et la température de fusion du combustible est alors très réduite et vaut moins de 100°C. Néanmoins, ce cas est envisageable dans l'invention. 15 Le tableau IV montre diverses caractéristiques de température pour différents combustibles utilisables dans l'invention. Tableau IV Type de combustible (U, Pu)02 (U, Pu)C U-Pu-Zrio Température moyenne du 1 227 887 577 combustible (°C) Température maximale admissible 2 400 1 700 1 100 (°C) point chaud du combustible en fonctionnement nominal Température limite (- fusion) 2 700 2 300 1 160 du combustible (°C) pour le calcul du coefficient Doppler Température d'entrée du sodium (°C) 395 395 Température de sortie du sodium (°C) 545 545 20 REVENDICATIONS1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides, comprenant un coeur (2) qui comporte des assemblages combustibles (8) et au moins un matériau modérateur, chaque assemblage combustible comprenant un tube (22) qui comporte des parois interne et externe et contient un faisceau d'éléments combustibles cylindriques, de préférence à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, caractérisé en ce que les éléments combustibles (18) sont configurés pour fonctionner à une température maximale de fonctionnement nominal TN qui est inférieure ou égale aux 2/3 de la température de fusion du combustible TF. 2. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon la revendication 1, dans lequel les éléments combustibles sont à base d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, pour lequel la température TF vaut environ 2700°C, et la température maximale de fonctionnement nominal TN vaut 1500°C. 3. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon la revendication 1, dans lequel la température maximale de fonctionnement nominal TN est inférieure ou égale à la moitié de la température de fusion du combustible TF. 4. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la puissance totale du coeur du réacteur, les dimensions transversales de ce dernier et la longueur des éléments combustibles sont prédéfinies, un diamètre interne Do et un nombre No sont choisis pour les éléments combustibles de façon à être compatibles avec les dimensions transversales du coeur du réacteur, et le diamètre interne des éléments combustibles, effectivement utilisés dans le réacteur, est inférieur à Do, ce qui permet d'utiliser un nombre d'éléments combustibles supérieur à No. 3025650 S55854 FR PV-P 14 5. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon la revendication 4, dans lequel le diamètre interne des éléments combustibles est inférieur ou égal à 6 mm. 6. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon la revendication 5, dans 5 lequel le diamètre interne des éléments combustibles est choisi dans l'intervalle allant de 5 mm à 6 mm. 7. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon la revendication 1, dans lequel les éléments combustibles sont à base d'un mélange de carbure d'uranium et de 10 carbure de plutonium ou d'un mélange de nitrure d'uranium et de nitrure de plutonium, permettant d'obtenir ladite température maximale de fonctionnement nominal TN. 8. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, dans lequel le matériau modérateur est contenu dans des éléments 15 cylindriques (20) qui sont parallèles aux éléments combustibles cylindriques (18). 9. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, dans lequel le matériau modérateur recouvre en outre la paroi interne des tubes de certains des assemblages combustibles. 20 10. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel le matériau modérateur recouvre en outre certains des éléments combustibles (18). 25 11. Réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications 1 à 10, dans lequel le matériau modérateur est choisi parmi B4C, des hydrures, notamment CaH2, ZrH2 et YH2, le béryllium et des matériaux à base de béryllium, notamment BeO.