FR 2561430 A1 19850920 FR 8404053 A 19840316 Coeur de réacteur nucleaire à neutrons rapides l'invention concerne un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte à côte avec leurs axes verticaux. Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides comportent généralement, à l'intérieur d'une cuve remplie par du sodium liquides un coeur constitué par des assemblages combustibles de plusieurs types. Une partie de ces assemblages, appelés assemblages fissiles, constitue la partie centrale du coeur Les assembiages fissiles comportent, à l'intérieur d'une enveloppe prismatique, des éléments combustibles de grande longueur par rapport à leur diamétre qui sont constitués par des tubes renfermant un matériau combastible fissile Ce matériau peut être par exemple un oxyde mixte Pu02-U02 renfermant une certaine proportion d'uranium et de plutonium fissile La partie fissile du coeur est de forme globalement cylindrique à axe vertical et est entourée à sa périphérie ainsi qu'à sa partie inférieure et à a partie supérieure par des couvertures en matériau fertile susceptible de se transformer en matériau fissile sous l'effet du bombardement aentronique.La couverture fertile disposée à la périphérie du coeur est constitnée par des assembiages dont le boitier prismatique est identique au coîtier des assemblages fissiles et renferme des éléments combustibles en matériau feitile tel que l'uranium naturel ou appauvri en uranium 235. En plus des sesemblager fissiles ou fertiles, le coeur renferme des assembiages de commande pour régler le puissance du coeur et des assemblases de protection pour éviter la sortie d'un flux de neutrons excessifs da rocut. Pendant le fonctionnement du réacteur, la partie fissile du coeur produit des neutrons dent une certaine partie est captée par la matière ferlile, aussi bien dans les assemblages fissiles que dans les assemblages fer tiles pé périphériques. Il se produit ainsi une certaine régénération de la ma- mière fissile dans le coeur qui limite la chute de réactivité du coeur pendant le faontionnement du réacteur nucléaire.On caractérise cette régénération interne du coeur par un paramètre appelé gain de régénération interne du combustible qui représente la différence entre la quantité de mn- tire fissile consnmre et la quantité de metiàre fissile régénérée par rapport à ia quantité uranium et de plutonium consommés. Pour que la chute ée réactivité soit très faible ou à la limite nulle, il faut que la valeur du gain de régénération interne soit voisine de zéro. Pour amétiorer le gain de régénération interne du coeur, il faut augmenter la proportion volumétrique de la matière combustible (par exemple oxyde mixte PuO2-UO2) par rapport au volume total de l'assemblage. Ce volume total de ltassemblage conporte en plus des éléments combustibles disposés en un faisceau parallèle, les structures en acier inoxydable de l'assemblage assurant sa résistance mécanique et le fluide réfrigérant en circulation dans l'assemblage, ce fluide étant généralement du sodium liquide.A l'intérieur du faisceau qu'ils constituent, les éléments combustibles sont espacés latéralement de façon à permettre la circulation du sodium liquide de refroidissement, si bien qu'une certaine proportion du volume total de l'assembLage doit être réservée pour la circujation du sodium. Dans les assemblages fissiles, la puissance degagee par les élé ments combustibles est importa.e et il faut réserver une section de passa- ge suffisante pour le sodium autour des éléments combustibles pour assurer un refroidissement efficace et éviter des pertes de charge trop importantes pour les pompes de circulation du débit primaire de sodium liquide. Le rapport du volume de matériau combustitle au volume total de l'assemblage est donc obligatoirement limité à une valeur qui est de toute façon inférieure a 40 %. Dans le cas des assemblages fertiles renfermant par exemple de l'oxyde d'uranium appauvri U02, la puissance dégagée est beaucoup plus faible que dans le cas des assemblages fissiles. On peut donc théoriquement disposer à la périphérie du coeur des assemblages fertiles dont le rapport du volume du matériau combustible au volume total de l'assemblage est supérieur au rapport correspondant dans les assemblages fissiles. Ceci ne permet cependant pas d'augmenter le gain de régénération interne de la partie centrale fissile du coeur. Le but de l'invention est donc de proposer un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte à côte avec leurs axes verticaux, ces assemblages étant soit des assemblages fissiles disposés à la partie centrale du coeur renfermant un faisceau d'éléments en matériau combustible fissile disposés verticalement dans l'assemblage avec un certain espacement latéral, soit des assemblages fertiles disposés principalement à la périphérie du coeur, renfermant un faisceau d'éléments en matériau susceptible de se transformer en matériau fissile sous l'effet du bombardement neutronique, également disposés verticalement et espacés latéralement, soit enfin des assemblages de commande ou de protection, ce coeur de réacteur nucléaire permettant d'obtenir un gain de régénération interne élevé et une plus longue durée de vie du combustible. Dans ce but, entre les assemblages fissiles constituant la partie centrale du coeur, sont intercalés des assemblages fertiles dont les élé- ments fertiles sont dimensionnés et espacés de façon que le rapport du volume de matériau combustible au volume total de l'assemblage soit sensiblement supérieur au rapport correspondant pour les assemblages fissiles, le matériau fertile ayant d'autre part une densité au moins égale à 13. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décri- re à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un coeur de réacteur nucléaire suivant l'art antérieur et plusieurs modes de réalisation d'un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention. La figure 1 est une vue en coupe par un plan horizontal du coeur d'un réacteur selon l'art antérieur. Les figures 2a, 2b, 2c sont des vues en coupe par un plan horizontal d'une fraction d'un coeur de réacteur nucléaire selon l'invention et selon trois modes de réalisation différents. Sur la figure 1, on voit le coeur d'un réacteur nucléaire selon l'art antérieur qui comporte une zone centrale fissile 1 constituée ellemême de deux parties la et lb dans lesquelles les assemblages prismatiques à section hexagonale 2a et 2b respectIvement renferment un matériau fissile ayant deux taux d'enrichissement différents. A la périphérie de la partie fissile 1 du coeur est disposée une couverture fertile 3 constituée par des assemblages 4 renfermant un matériau fertile, par exemple de l'uranium appauvri en uranium 235. A l'intérieur de la zone fissile centrale 1 sont disposés des as semblages de commande 5 ayant des fonctions différentes. A la périphérie de la zone de couverture fertile 3 sont disposés des assemblages inertes de protection radiale qui n'ont pas été représentés. Dans un tel coeur le gain de régénération interne de la partie fissile du coeur est limité par le fait que les assemblages fissiles 2a et 2b ne peuvent contenir qu'une quantité limitée d'oxyde mixte U02-Pu02 d'une densité relativement faible (égale d 10,5). Sur la figure 2a, on voit une partie d'un coeur de réacteur nuclaire selon l'invention limitée par des plans verticaux de direction radiale passant par l'axe du coeur et représentant un sixième de ce coeur. Le coeur est constitué par une zone centrale 10 entourée par une couverture périphérique 11 constituée par des assemblages fertiles 12. Les assemblages. 12 renferment de l'uranium appauvri en uranium 235 sous forme de carbure, de nitrure ou de métal (densité supérieure ou égale à 13). La partie centrale du coeur comporte des assemblages fissiles 14 identiques aux assemblages de la zone fertile d'un coeur suivant l'art antérieur c'est-à-dire renfermant de l'oxyde mixte U02-Pu02 enrichi en uranium 235. Le rapport du volume de cet oxyde mixte au volume total de l'assemblage est limité pour permettre un refroidissement suffisant et une tenue mécanique convenable de ces assemblages. La partie centrale 10 du coeur renferme également des assemblages 15 intercalés entre les assemblages 14 de façon que deux assemblages 15 ne soient jamais disposés côte à côte. Les assemblages 15 sont disposés dans une rangée sur deux d'assemblages 14 et dans ces rangées les assemblages 15 sont placés dans une position sur deux. Les assemblages 15 comportent un boitier de section identique au boitier des assemblages 14 mais ces assemblages 15 renferment des éléments fertiles dont le matériau fertile est de densité supérieure à 13 et non des éléments fertiles en oxyde d'uranium de densité voisine de 10. Ces assemblages 15 peuvent être identiques aux assemblages fertiles 12 précédemment décrits. L'espace latéral entre les éléments fertiles des assemblages 15 est beaucoup plus faible que l'espace latéral entre les éléments combustibles des assemblages 14. I1 en résulte que le rapport du volume du matériau fertile au volume total des assemblages 15 est sensiblement supérieur au rapport correspondant du volume d'oxyde mixte sur le volume total de l'assemblage, dans les assemblages fissiles 14. Comme la densité du matériau fertile peut être beaucoup plus élevée que la densité de oxyde d'uranium (voisine de 10), il en résulte que le rapport du volume de matériau fertile en équivalent d'oxyde au volume de l'assemblage est encore plus élevé, si bien que le rapport moyen pour lten- semble de la partie centrale 10 du coeur du volume d1oxyde au volume total du coeur est considérablement accru par rapport à ce qu'il en est dans la partie centrale d'un coeur de réacteur nucléaire selon l'art antérieur. Dans un coeur tel que représenté sur la figure 2a, le rapport du nombre d'assemblages fertiles 15 au nombre d'assemblages fissiles 14, c'est à-dire également le rapport volumique entre ces deux types d'assemblage dans le coeur est égal à 23 %. Cette proportion d'assemblages à grand rapport volumique de matériau fertile et à forte densité permet d'augmenter de façon notable la proportion de matière fertile dans la partie centrale du coeur et donc le gain de régénération interne du réacteur. On obtient ainsi un pourcentage d'oxyde mixte équivalent dépassant 45 Z et un gain de régéné ration interne moyen proche de O. La chute de réactivité et l'usure du combustible sont ainsi pratiquement nulles. ve outre, la présence d'assemblages fertiles 15 dispersés au sein de assemblages combustibles 14 jouant le rôle d'absorbant permet de diminuer la dose de neutrons reçue et absorbée par les structures des assemblages combustibles pour une durée donnée.La résistance des assemblages combustiblels dass le coeur est caractérisée par un paramètre appelé déplacement par atome (DPA) qui traduit le nombre de neutrons reçue par les structures des assemblages combustibles pendant un certain temps, c'est-à-dire la diminution de résistance de ces structures En fixant une certaine dose limite de déplacement par atome pour les arrncrures, on peut déterminer par exemple le lempA de séjouv maximal d'ene atroctare d'assemblage dans le coauv de réscteur, Dans le caE;; d'un coeur de xéacteur nucléaire selon l'invention par exemple tel que représenté à la figure 2a l'enrichissement en Plotonium fisaile doit ôtre augmenté sensiblement pour compenser l'abacrption nentionique des assemblages fertiles qui est cause d'une diminution de flux de autrons et écnc de la dose an DPA reçue pendant une période donnés.On observe donc que pour une même dose limit de déplacement par atome Càs les saracintes des assemblages le temps de de séjour dans le réacteur des assemblages combustibles fissiles et fertiles peut être augmenté très sensiblement (par exemple de plus de 50 %). Sur la figure 2b, on voir un second mode de réalisation d'un cotur de réacteur tariéaire suivant l'invention, dans lequel lesl assemblages fortiles à haute densité et à grand rapport volumique 15 sont disposés en plus grand nombre dans la partie centrale 10 du coeur Ces assemblages sont disposés dans deux rangées zur crois et dans une position sur deux à l'intérieur de ces rangées. On augmente ainsi le rapport volumique et la densité movenne du coeur et donc le gain de réactivité interne par rapport à un coeur de réacteur nucléaire tel se-e représenté sur la figure 2a. Dans le t coeur reprdsente sur la figure 2b, les assemblages 15 représentent 33 % de l'ensemble des assemblages du coeur. 3ur la figure 2c, on voit un mode de réalisation d'un coeur suivant l'invention et le nombre des assemblages 15 à haute densité et à grand rappo volumique de matériau combustible a encore été augmenté, ces assembiages 15 étant disposés dans une rangée sur deux d'assemblages, les uns à la suite des autres. Las rangées successives sont donc constituées par des assemblages fissiles 14 et des assemblages fertiles 15. Dans ce cas, la pro portion d'assemblages fertiles 15 par rapport à ltensemble des assemblages du coeur est de 46 Z. Les coeurs de réacteur nucléaire suivant l'une des variantes représentées aux figures 2a, 2b et 2c présentent les mêmes avantages en ce qui concerne la régénération interne et la durée de vie du combustible, à des degrés différents. On voit que les principaux avantages du coeur de réacteur suivant invention sont d'obtenir une chute de réactivité très faible et une durée de vie du combustible accrue, dans e cas ot le critère de fin de vie pour les structures de l'assemblage est la dose en dsplacement par atome. En outre, le gain de régénération global tenant compte des couvertures fertiles est également accru par le fait qu rune plus grande quantité de matériau fertile de plus grande densité est introduite dans le coeur et dans les cou verres axiale et radiale. L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits ; elle en comporta au contraire toutes les variantes. C'est ainsi qu'on peut imagirer vautres dispositions des assemblages fertiles insérés entre les assemblages fissiles du coeur, n fonction de la disposition et de l'enrichissement des assemblages fissiles. On peut également utiliser des assemblages fertiles dont le boitier a une dimension différente du boitLer des assemblages fissiles. On peut également utiliser un débit de refroidissement de sodium différent dans les assemblages fertiles produisant peu de puissance et dans les assemblages fissiles. On peut munir les assemblages fertiles de thermostats permettant la régulation du débit de sodium de refroidissement pour le maintenir à une valeur telle qu'il assure à chaque instant le refroídisse- ment souhaitable de 11assemblage fertile au cours des phases successives de fonctionnement du réacteur. On peut aussi prévoir des circuits de refroidis- sements différents pour les assemblages fissiles et pour les assemblages fertiles. On peut utiliser, comme matériau fertile, dans les assemblages fertiles insérés dans la partie fissile et dans les assemblages fertiles disposés à la périphérie du coeur, du carbure d'uranium de densité 13,5, du nitrure d'uranium de densité 14 ou bu métal de densité 19. On peut également prévoir une distribution axiale du matériau fertile dans les assemblages non uniforme, par exemple prévoir des zones axiales à plus forte densité dans les assemblages combustibles, intercalées entre des zones axiales à faible densité en oxyde. On peut également pré voir des zones fertiles axiales intermédiaires à forte densité dans les assemblages fissiles, en plus des zones fertiles situées aux extrémités de l'assemblage pour constituer les couvertures axiales. On peut également prévoir des zones d'enrichissement différent dans la partie fissile du coeur. De manière géndrale, on pourra utiliser des matériaux combustibles d'une densité inférieure à 13 dans certaines zones du coeur et des matériaux d'une densité tras supérieure dans d'autres zones limitées du coeur, par exemple de l'oxyde et de l'uranium métallique, la densité moyenne des assemblages fertiles du coeur restant supérieure à 13. Enfin, l'invention s'applique à tous les réacteurs nucléaires a neutrons rapides quel que soit le fluide de refroidissement primaire utilisé. REVENDICATIONS 1.- Coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte a cote avec leurs axes verticaux, ces assemblages étant soit des assemblages fissiles (14) disposés à la partie centrale (10) du coeur renfermant un faisceau d'éléments en matériau combustible fissile disposés verticalement dans l'assemblage avec un certain espacement latéral, soit des assemblages fertiles (12, 15) disposés principalement à la périphérie du coeur, renfermant un faisceau d'éléments en matériau susceptible de se transformer en matériau fissile sous l'effet du bombardement neutronique, également disposés verticalement et espacés latéralement, soit enfin des assemblages de commande ou de protection, caractérisé par le fait qu'entre les assemblages fissiles (14) constituant la partie centrale (10) du coeur sont intercalés des assemblages fertiles (15) dont les éléments fertiles sont dimensionnés et espacés de façon que le rapport du volume de matériau combustible au volume total de l'assemblage (15) soit sensiblement supérieur au rapport correspondant pour les assemblages fissiles (14), le matériau fertile ayant d'autre part une densité au moins égale à 13. 2.- Coeur de réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le matériau fertile appartient au groupe constitué par l'uranium métallique, le carbure d'uranium et le nitrure d'uranium. 3.- Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1, et 2, caractérisé par le fait que les assemblages fertiles (15) intercalés entre les assemblages fissiles (14) sont disposés suivant une rangée sur deux du réseau des assemblages combustibles du coeur et dans une position sur deux dans ces rangées, les autres positions du réseau dans la zone centrale (10) du coeur étant occupées par des assemblages fissiles (14). 4.- Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que les assemblages fertiles (15) sont disposés suivant deux rangées sur trois dans le coeur du réacteur et dans une position sur deux suivant ces rangées. 5.- Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que les assemblages fertiles (15) sont disposés sui vant une rangée complète sur deux dans le coeur du réacteur nucléaire. 6.- Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, carsctérisé par le fait que les assemblages combustibles fertiles (15) et (12) ont des sections droites dont les dimensions sont différentes des dimenuoins correspondantes des sections droites des assemblages fissiles (14). 7. Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait que les assemblages fertiles (15) et (12) sont mu nis à de thermostats permettant de faire varier le débit de fluide de reroi- dissement dans ces assemblages pendan le fonctionnement du réacteur 8. - Coeur de réacteur- suivant l'une quelconque des revendications à caractérisé par le fait que les assemblages fertiles t15) sont refroidis par un circuit de refroidissement différent de celui des assemblages fissilasl (14). 9. - Coeur de réacteur susivant l'une quelconque des revendications 1 à 8. caractérisé par le fait qu'une partie au moins des assemblages combustibles comporte, outre les zones fertiles d'entrémité constituant les couvertues anials,d es zonen fertiles intermédiaires, la densité de toutes les zones fertiles assi définies dans l'assemblage combustible étant au moins égale à 13. 10. - Coeur de réacteur suivant l'une queiconque des revendications 1 à 8, carantérise par le fait que les aszemblages fertiles (12) disposés à la périphérie du coeur comportent des éléments fertiles en un matériau de densiné supérieurle à 13 demensionnés et espacés de fagon que le rapprot du volumn de maltériau combustible au volume total de l'assemblage soit sensiblereat supérieur au rapport correrpendant pour les assemblages fissiles (14).