(57)【要約】  本発明は、長手方向軸（Ｘ）を有するハウジング（１０）を含む原子炉用、特にナトリウム冷却高速炉ＲＮＲ−Ｎａ用の集合体であって、ハウジングの各々の主面は、その中央部に、外側に向かって突出する、隣接する集合体とのスペーサプレート（２）を含み、集合体はまた、ハウジング（１０）の内側に追加されてその中に保持され、プレート（２）の隣に配置された補強スリーブ（３）をさらに含む。
2018528421.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
長手方向軸（Ｘ）を有するハウジング（１０）を含む原子炉用、とりわけナトリウム冷却高速炉ＳＦＲ用の集合体であって、前記ハウジングの各々の主面は、その中央部に、隣接する集合体と間隔を保つためのプレートレット（２）であって、外側に向かって突出し、および内側で、ハウジングの内側に材料のない凹所を画定する部分を含む、プレートレット（２）を含み、前記集合体は、原子炉用の冷却材の通過を可能にするように設計された中空のチューブからなる補強カラー（３）であって、別々に位置され、前記ハウジング（１０）の内部に保持され、および前記プレートレット（２）に面して配置されてそれらの各々とキャビティを形成する、補強カラー（３）をさらに含む、集合体。
【請求項２】
前記ハウジング（１０）は、六角形の断面を有している、請求項１に記載の集合体。
【請求項３】
各々のプレートレットは、エンボス加工されたプレートレット（２０）であり、前記カラーは、前記プレートレット（２）のエンボス加工された凹所（２１）に面して配置されている、請求項１または２に記載の集合体。
【請求項４】
各々のプレートレットは、矩形形状を有する、隣接する集合体との外部接触表面（２０）を有している、請求項１から３のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項５】
前記補強カラー（３）は、前記カラーの底部の内周（３１）を前記カラーの底部の外周（３０）に接続する収束面（３３）を形成する傾斜した直線エッジと、前記カラーの頂部の前記内周（３１）を前記カラーの頂部の前記外周（３０）に接続する発散面（３４）を形成する傾斜した直線エッジとをさらに含む、請求項１から４のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項６】
前記補強カラー（３）は、エンボス加工されたプレートレット（２）のエンボス加工の凹所（２１）の高さよりも低い高さを有しており、前記高さは前記長手方向軸（Ｘ）に沿って測定される、請求項３から５のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項７】
前記補強カラー（３）は、前記プレートレット（２）の前記エンボス加工の凹所（２１）の高さ以上の高さを有しており、前記高さは前記長手方向軸（Ｘ）に沿って測定され、前記カラーは、液体を充填することおよび空にすること、並びに前記カラーとプレートレットとの間に形成された各キャビティの内側におけるガスの非蓄積を可能にする手段を含む、請求項３から５のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項８】
前記手段は、前記カラーを貫通する少なくとも２つの孔からなり、各々は前記カラーとプレートレットとの間に形成された各々のキャビティ内へ開いており、これらの孔は、前記キャビティの下部および上部にそれぞれ位置している、請求項７に記載の集合体。
【請求項９】
前記補強カラーは、前記プレートレット（２）の高さ以上の高さを有しており、および前記ハウジングの内部の横断面の最大寸法に実質的に等しい外径を有している、中空の円筒（３）を含む、請求項１から８のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項１０】
前記補強カラーは、その外周（３０）が前記ハウジングの内部の六角形断面に適合する六角形部分を含む構成要素（３’）を含む、請求項２から９のいずれかに記載の集合体。
【請求項１１】
前記構成要素（３’）は、円形の断面を有する内周（３１）を有している、請求項１０に記載の集合体。
【請求項１２】
前記補強カラーは、その外周（３０）が前記ハウジングの内部の六角形断面に適合する六角形の横断面を有している構成要素（３”）を含む、請求項２から９のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項１３】
前記構成要素（３”）は、六角形の横断面をも有する内周を有しており、前記構成要素の前記内周の高さは、その外周の高さよりも低い、請求項１２に記載の集合体。
【請求項１４】
前記補強カラーは、その熱膨張係数および照射下でのその膨張が、前記集合体の前記プレートレットを含む前記ハウジングの材料のものよりも大きい材料で作られている、請求項１から１３のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項１５】
前記補強カラー（３）がオーステナイト鋼で作られている、請求項１４に記載の集合体。
【請求項１６】
前記ハウジング（１０）が、フェライト鋼またはマルテンサイト鋼で作られている、請求項１４または１５に記載の集合体。
【請求項１７】
前記補強カラー（３）は、前記ハウジングの内部断面の周囲に配置された取付け手段（４）によって前記集合体の１つ以上の構造に取り付けられている、請求項１から１６のいずれか一項に記載の集合体。
【請求項１８】
前記ハウジングは、原子炉の炉心の支持構造内に垂直に挿入されるように設計されており、前記ハウジングは、上部中性子遮へいデバイス（２）（ＵＮＰ）を収容する前記集合体のヘッドを形成している上部（１１）と、核燃料ピン（１４）を収容する中央部（１２）とを含み、前記スペーサプレートレット（２）は、前記燃料ピンより上に配置されている、燃料集合体を形成する、請求項１から１７のいずれか一項に記載の集合体（１）、とりわけナトリウム冷却高速炉ＳＦＲ用の集合体（１）。
【請求項１９】
前記カラーの取付け手段（４）は、前記ＵＮＰの下部構造に接続されたロッドである請求項１７と組み合わせた請求項１８に記載の燃料集合体（１）。
【請求項２０】
反射体集合体、横側中性子遮へい（ＬＮＰ）集合体、制御ロッド、実験用集合体、相補型安全装置、高速増殖集合体または変換集合体を形成する、請求項１から１７のいずれか一項に記載の集合体（１）、とりわけナトリウム冷却高速炉ＳＦＲ用の集合体（１）。
【請求項２１】
請求項１から２０のいずれか一項に記載の集合体の製造方法であって、
−  減少した遊びの設置を保障するために、前記集合体のハウジング（１０）の内部断面の実際の寸法に適合された外寸を有する補強カラー（３）を形成するステップと、
−  前記ハウジング（１０）を予熱するステップと、
−  前記プレートレットに面して位置するまで、予熱された前記ハウジング（１０）の内側に、その取付け手段（４）を備え付けたカラー（３）を挿入するステップと、
−  前記カラーを前記集合体の内側の構造に取付けるステップと、
−  前記ハウジング（１０）を冷却するステップと、
を含む方法。
【請求項２２】
高速中性子原子炉において、請求項１８または１９に記載の燃料集合体（１）または請求項２０に記載の任意の他の非燃料集合体の使用。
【請求項２３】
前記原子炉は、ガス冷却であるかまたは液体金属を有しており、前記液体金属が、ナトリウム、鉛または鉛ビスマスの中から選択される、請求項２２に記載の使用。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、液体金属、とりわけＳＦＲ（「ナトリウム（冷却）高速炉」）で知られている液体ナトリウムで冷却され、かつ第４世代として参照される原子炉の系列に属している、高速中性子原子炉用の燃料集合体に関する。
【０００２】
本発明は、まず第一に、ＡＳＴＲＩＤと呼ばれるフランスの技術的第４世代実証炉プロジェクトにおいて短期間に使用され得る燃料集合体を提供することを目的とする。
【０００３】
本発明が対象とする燃料集合体は、一体型の原子炉、換言すればポンプ手段を有する一次ナトリウム回路が熱交換器をも含むタンク内部に完全に収容されている原子炉、およびループ型の原子炉、換言すれば中間熱交換器およびナトリウムをポンピングするための主要手段がタンクの外側に配置されている原子炉の両方で使用され得る。
【０００４】
「燃料集合体」は、燃料要素を含み、原子炉の中に装填される、および／または原子炉から取り出される集合体を意味すると理解される。
【０００５】
「ＳＦＲ型の燃料集合体」は、ＳＦＲ原子炉で知られる液体ナトリウムで冷却される高速中性子原子炉において照射されるように設計された燃料集合体を意味すると理解される。
【０００６】
対象となる主な用途、すなわち原子炉用の燃料集合体を参照して説明するにも関わらず、本発明は、反射体、横側中性子遮へい（Ｌａｔｅｒａｌ  Ｎｅｕｔｒｏｎ  Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ）（ＬＮＰ）、制御ロッド、実験用集合体、相補型安全装置などの原子炉用の集合体のいかなる種類にも応用することもできる。
【背景技術】
【０００７】
液体ナトリウムで冷却される高速中性子炉（ＳＦＲ）で使用するように設計された燃料集合体は、とりわけ液体ナトリウムがそこを通過することを可能にするための特別な機械的構造を有している。
【０００８】
図１は、「Ｐｈｅｏｎｉｘ」という名前で知られているＳＦＲ原子炉で既に使用されている燃料集合体１を示す。
【０００９】
長手方向軸Ｘに沿って細長い形状を有するそのような集合体１は、まず、六角形の断面を有するチューブまたはハウジング１０を備え、その上部１１は、集合体の把持ヘッドを形成し、上部中性子遮へいデバイス（ＵＮＰ）を収容しており、その中央部１２は燃料ピン（図示せず）を含む。
【００１０】
換言すれば、部分１１、１２は、その全体の高さにわたって同一の六角形の断面を有する同一の管状エンベロープ１０またはハウジングを形成する。集合体のヘッド１１は、その中央に中央開口部１１０を含む。
【００１１】
集合体１は、最後に、ハウジング１０の延長部に、集合体の足部を形成する下部１３を含む。集合体の足部１３は、炉心の床（支持体）のキャンドルに垂直に挿入されるようにするため、円錐または丸い形状にある遠位端１５５を有している。集合体の足部１３は、その周囲で開いている孔１６を有する。
【００１２】
このように、燃料集合体の設置された構成において、言い換れば炉心に装填された位置において、雄形の、集合体１の足部１３は、原子炉の床にある開口部に挿入され、このようにして垂直に整列された長手方向軸Ｘで、原子炉において集合体を保持している。
【００１３】
一次ナトリウムは、集合体１のハウジング１０の内部を循環することができ、このようにして熱伝導によって燃料ピンによって放出される熱を輸送することができる。従って、ナトリウムは、足部１３の開口１６を介して導入され、燃料ピンの束を通過した後に、ヘッド１１の中央開口部１１０を経て排出される。
【００１４】
集合体の中央部分１２は、複数の核燃料ピンを備えている。各ピンは、漏れ止めシースチューブの形態をとり、その内部には、核反応を起こして熱を発生させる核分裂性燃料ペレットのカラム１４が積み重ねられている。全てのカラム１４は、集合体１の高さのほぼ半分にある核分裂領域として通常は参照される領域を画定する。図１に黒い矩形の形で概略的に示されている。
【００１５】
同じ原子炉のすべての集合体は、六角形のメッシュを有する密なアレイコアを形成するように、床上で垂直に配置されている。
【００１６】
床上の適所にある集合体は、それらの基部（足部）で互いに分離されており、典型的には、六角形の断面を有する２つの隣接するハウジングの対向する面の間で数ｍｍだけ分離されている。
【００１７】
この間隔は、原子炉の運転中に集合体の全体高さにわたって実質的に一定に保たれることが必要である。
【００１８】
実際、隣接する２つの燃料集合体を近接させることは、反応度の挿入、すなわち、過熱、閉塞などの重大な結果をもたらす可能性のある出力の急速な増加をもたらし、炉心のメルトダウン事故につながる可能性がある。
【００１９】
これを克服するために、既存のＳＦＲ原子炉の周知の解法は、核分裂性ピンの領域のすぐ上で、集合体のハウジングの上部にスペーサデバイスを追加することである。
【００２０】
一般に、これらのデバイスは、床の上から突出している集合体の高さの約２／３にほぼ等しい高さに配置される。
【００２１】
これらのスペーサデバイスは、通常「プレートレット」と呼ばれ、ボシング、換言すれば過厚さから本質的になり、集合体の外側に向かって突出している。ハウジングの六角形断面の各面は、ボシング（プレートレット）が設けられている。
【００２２】
従って、これらのプレートレットは、隣接する集合体間の遊びを局所的に減少させる役割を有しており、
−  原子炉の通常の運転中および（対臨界温度での）取扱操作の間に、集合体のアレイの緊密性を確保し、
−  地震の間に、炉心の圧縮、換言すれば集合体を一緒に運ぶ動き、または、積み重ねた後の集合体の弾性戻りに続く炉心の再圧縮、換言すればガスの膨張などの炉心内部のエネルギーの放出によって引き起こされる集合体の分離の動きを制限する。
【００２３】
「Ｐｈｅｏｎｉｘ」、「Ｓｕｐｅｒｐｈｅｏｎｉｘ」または「Ｒａｐｓｏｄｙ」の名前で知られており、フランスで使用されているＳＦＲ原子炉の集合体で既に使用されているプレートレットは、ハウジングの外側に向かって所望の変形を得るために、六角形のハウジングの６つの面の各々にラム型押しでエンボス加工することによって得られる。
【００２４】
これらのプレートレットの機能的部分、換言すれば図３Ｃに図示したようなそれらの平坦な接触面２０は、一般的に、プレートレットのエンボス加工の深さ、すなわち面にわたって、最大で数ミリメートルである、ボシング２０の高さを有する、２０ｍｍ×５０ｍｍの矩形である。
【００２５】
本発明者らは、図２から図３Ｃに図示したような以前の原子炉用の燃料集合体のために選択されたプレートレットの設計は、既存のプレートレットが、以下で要求されておよび示される安全目標に対して十分に堅くなく、または換言すればそれらの剛性は十分に高くないので、ＡＳＴＲＩＤ用の燃料集合体に使用することはできない。Ｋで示されるプレートレットの剛性は、外力によって押しつぶされるプレートレットの抵抗を特徴付けている。弾性領域では、それは六角形のハウジングの軸に対してプレートレットに加えられる力とプレートレットの面の変位との間の比に等しいと定義される。
【００２６】
実際、周知のプレートレットの剛性Ｋは、以下に説明するＡＳＴＲＩＤ原子炉の枠組みにおいては不十分である。
【００２７】
まず第一に、事故状況（地震、炉心内部のエネルギー放出など）における炉心の圧縮の限界は、ＡＳＴＲＩＤ原子炉が第４世代原子炉の設計に従わなければならない安全目標であることは明らかである。
【００２８】
ナトリウムの負の排出係数を示す特殊性を有する「低排出係数の炉心」（またはＣＦＶ）として参照されるＡＳＴＲＩＤの炉心に対して、研究では、最大＋１ドル（＄）で固定された、炉心の圧縮後の反応度の増加の基準が、その剛性が周知のエンボス加工されたプレートレットに対して５倍まで増加され、一方同時にＡＳＴＲＩＤ原子炉で使用されるように設計された燃料集合体の別の仕様に適合したままにするプレートレットを実装することによって順守されることを示している。
【００２９】
これらの仕様は数多くあり、それらは以下で詳述するプレートレットの設計プロセスにおいて影響を有しているだけである。
【００３０】
ＣＦＶ炉心の負の排出係数は、ＡＳＴＲＩＤ原子炉の安全性実証のキーストーンである。基本的に、ナトリウムの「ダンピング」の場合には、炉心の反応度の自然の降下によって特徴付けられる負の排出係数は、とりわけ燃料ピンのすぐ上に位置する「プレナム」と呼ばれる領域における鋼の量を最小化することによって達成される。この理由は、鋼が中性子を反射する材料であるからである。
【００３１】
しかしながら、例えばナトリウムの沸騰をもたらす事故状況において、プレナムのナトリウムが捨てられる構成では、プレナム内の大量の鋼は、燃料に向かう漏洩中性子の反射をもたらし、反応度の増加をもたらし、これはＣＦＶ炉心に対する所望の効果とはちょうど反対となる。
【００３２】
参考までに、ＣＦＶ炉心の燃料集合体は、炉心の頂部から底部に向かって、
−  中性子吸収材料からなる上部吸収領域、
−  液体金属のプレナム領域、
−  核分裂性物質の上部領域、
−  親物質の中間領域、
−  核分裂性物質の下部領域。
【００３３】
さらに、親物質の中間領域の横中心面は、核分裂性物質の上部領域、親物質の中間領域および核分裂性物質の下部領域によって形成される集合体の横中心面より上に位置し、核分裂性物質の上部領域、親物質の中間領域および核分裂性物質の下部領域によって形成される集合体の高さに対する、親物質の中間領域の高さの比は、０．２５から０．４０を行く間隔にある。
【００３４】
さらに、２つの隣接する集合体の核分裂領域間の最適な間隔を保証し、それ故に圧縮を制限するために、プレートレットは、燃料ピンの上端のすぐ上の六角形のハウジング上に位置していることが想起される。換言するとプレートレットは、プレナムの下部に位置する。
【００３５】
従って、炉心の負の排出係数を維持することの約束は、プレートレットに使用される鋼の量を最小にすることをもたらす。実際には、中性子計算のみが、プレートレットの形状が排出係数に及ぼす影響を推定することができる。
【００３６】
さらに、いずれの原子炉においても、ＡＳＴＲＩＤ原子炉内の集合体の取扱いの間の力を最小にする必要がある。
【００３７】
それらが床に設置されると、集合体はプレートレットを介して接触するか、または実質的に接触する。炉心の緊密性は、プレートレットの平面において負の、またはゼロの遊びをもたらす。この緊密性は、炉心の静的な機械的バランスを保証するために、プレートレットでは約５５０℃、床においては約４００℃のナトリウムの平均温度に対応している通常運転において望ましい。
【００３８】
しかしながら、炉心が通常運転において緊密性がある場合、これは必ずしも、原子炉容器内の集合体の取扱い操作の間の冷たい場合であるとは限らず、容器内のナトリウムの全ては２００℃に冷却される。実際、冷温のときの炉心の緊密性のレベルは、床を形成する鋼とプレートレットを形成する鋼との間の示差熱膨張に依存している。
【００３９】
床は通常、高い熱膨張係数を有するオーステナイト鋼で作られており、これはステンレス鋼ＡＩＳＩ  ３１６  ＬＮである。
【００４０】
一方、プレートレットは、膨張係数が床の膨張係数と同じＡＩＳＩ  ３１６のオーステナイト鋼または膨張係数が３１６鋼の膨張係数よりも低いＥＭ１０型のマルテンサイト鋼（９％Ｃｒおよび１％Ｍｏ）またはフェライト鋼のいずれかで作ることができる。
【００４１】
以下の２つの状況が区別される：
−  プレートレットおよび床は両方ともオーステナイト鋼で作られる場合：通常運転における、つまり高温時のプレートレットの緊密性は、取扱い構成において、すなわち低温時にプレートレットに対する正の遊びを示唆する。取扱いの間のこの正の遊びは、集合体間の摩擦効果、およびそれ故に取扱いの力を最小限に抑えることによってアレイの集合体の挿入および抽出に有利である。アレイ内の集合体のブロッキングのいかなる危険性も回避される。
−  プレートレットはフェライトまたはマルテンサイト鋼で作られているのに対して、床はオーステナイト鋼で作られる場合：通常運転におけるプレートレットでの緊密性は、取扱いの間にゼロよりわずかに低いまたはゼロに等しい遊びをともなうプレートレットの緊密性を示唆する。この負の遊びは、取扱い機械の牽引の力を超える危険性、またはプレートレットの外部表面を傷つける（擦り傷、引っ掻き傷など）危険性をともなって、抽出に必要な大きな力を必要とするので、不利である。集合体の抽出のための力は、プレートレットに加えられる力、それ故に課された変位に対するそれらの剛性、プレートレット間の接触の表面積、および摩擦係数に依存している。換言すれば、非常に剛性であり、および／または大きな接触表面積を有するプレートレットを有することは、集合体の取扱いの間の力を最小にするという目的に関して不利である。
【００４２】
実際に、ＡＳＴＲＩＤ原子炉を目的とした集合体のために維持された設置方法は、溶接された足部を備えた六角形のハウジングの上部を介して燃料ピンの束を挿入し、その後、集合体を閉じるためにＵＮＰおよびヘッドからなる集合体の上部の挿入を提供する。
【００４３】
燃料ピンの束は、六角形のハウジングの内部空間全体を占有している。プレートレットはピンの束の上に位置しているので、ハウジングへの燃料ピンの挿入の実現可能性は、それ故プレートレットの形状に依存している。
【００４４】
このように、プレートレットが、ハウジングの内径を減少させない形状、換言すれば２つの対向する面を隔てる距離を有する場合、それらは束の挿入を妨げない。これらのプレートレットは、非侵入的であると言われている。プレートレットはそれから、元の六角形のハウジング上に直接設置され、または製造され得る。この種類のプレートレットは、最も簡単であり、集合体の設置と実際に互換性がある。
【００４５】
一方、プレートレットが内径を減少させる形状を有している場合、例えばハウジングの内側に向かって厚さが増加したとりわけ剛性なプレートレットの場合、それらは侵入的であり、ハウジングの上部を介した束の挿入を妨げる。これらのプレートレットは、束がいったん設置されてからハウジング上に取り付けられるべきである。
【００４６】
しかしながら、この操作は非常に危機的である。一方では、燃料ピンの頂部でおおよそ８から１０ｃｍのプレートレットとの接近は、溶接の間に、または熱安定化アニーリングの間でさえ、ピンを損傷するおそれがあるこの領域の非常に高い温度への局部的な加熱に起因して、プレートレットとハウジングとの間の溶接取付けを妨げる。他方では、この溶接は、実行することおよび確認することが難しい操作である。設置された燃料バンドルで実行された不完全な溶接は、集合体の全体の損失をもたらす。
【００４７】
最後に、スペーサプレートレットは、原子炉の集合体および炉心の熱水力に適合していなければならない。
【００４８】
既に述べたように、プレートレットは、ハウジングの外面で過剰に厚く形成され、隣接する集合体間の遊びを局所的に低減させるかまたは排除する。従って、接触表面積、またはより正確にはプレートレットの幅は、隣接する集合体間の空間を遮断し、それにより集合体のハウジング間のナトリウムの循環を防止する危険を冒してまで大きくしすぎるべきではない。
【００４９】
集合体間のナトリウムの流れは非常に低く、通常運転では集合体の冷却には関与していない。他方、一次流動の損失のような特定の事故状況における自然対流によって確立される集合体のハウジング間のナトリウムの循環は、集合体からの残留出力の排出に必要となる。
【００５０】
さらに、集合体の内部の熱水力学は、運転の全ての段階において重要である。
【００５１】
非侵入的なプレートレットの場合、換言すれば六角形ハウジングの内径を減少させないプレートレットの場合、集合体の内部を通るナトリウムの流動は影響を受けない。
【００５２】
侵入的なプレートレットの反対の場合、内径の減少は、集合体内の負荷損失を増加させる障害を局所的に示し、これは炉心の上に位置するモニタリング装置（ナトリウムの温度および流量）において集合体の出口でのナトリウムの流動に影響を及ぼし得る。ナトリウムの満足のいく流量を得るために、侵入的なプレートレットの形状を適合させることが不可欠である。
【００５３】
従って、本発明者らは、原子炉の容器内の隣接する燃料集合体間のスペーサデバイスのための既知の解法の中から、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体間の厳密な間隔を保証するのに適したものを明らかにしようとした。
【００５４】
米国特許第４１４２９３４号明細書は、原子炉用、とりわけＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示しており、その六角形のハウジングが各面に取り付けられたプレートレットを含み、各々のプレートレットは互いに隣接して配置された２つのハーフプレートレットからなる。２つのハーフプレートレットは同じ寸法を有しているが、異なる材料で作られており、そのうちの一つは、例えばステライトのような低摩擦係数を有するように選択され、他方は鋼で作られる。ハーフプレートレットの配置は、集合体の２つのハーフプレートレットが隣接する集合体の２つのハーフプレートレットと接触しているときに、各々のハーフプレートレットが別の材料のハーフプレートレットと接触しているような方法で構成されている。この米国特許第４１４２９３４号明細書による集合体は、２つのハーフプレートレットに各々分割されたプレートレットは、その剛性の増大が得られないので、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用のプレートレットの機能的仕様と両立しない。
【００５５】
仏国特許発明第２５０９８９６号明細書はまた、原子炉用、とりわけＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示しており、プレートレットは、ハウジングの六角形チューブの各角部においてボスの形態を取っている。この仏国特許発明第２５０９８９６号明細書による角部のプレートレットは、理論的には、プレートレットの剛性を所望の割合で増大させることを可能にしているにもかかわらず、本発明者らは、集合体の角度配向の誤差に関するそれらの許容誤差の欠如に起因して、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉のための空間の解法としてそれらを保持することはできないと考えている。この理由は、この仏国特許発明第２５０９８９６号明細書による集合体の配向における僅かな角度誤差が、角部でより大きな変位をもたらし、これは集合体間のプレートレットにおいて接触圧力をもたらし、およびそれ故より大きな摩擦効果をもたらすであろう。これは、集合体上の操作力を最小化するように求められる機能の方向には進まない。
【００５６】
一方、仏国特許発明第２４０３６２６号明細書は、原子炉用、とりわけＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示しており、集合体はハウジング用の六角形の断面の通常のチューブの代わりに、チューブの各角部に位置する平坦な、または凸状の側面を有する十二角形の断面のハウジングチューブを備えている。十二角形の断面を有するこのチューブの形状は、照射下で集合体ハウジングの膨張を制限することを可能にしている。燃料ピンとハウジングとの間の遊びの維持に起因して振動が低減され、従って反応度の不安定性が制限されるので、それ故これは炉心の形状及び中性子性能特性を保証する。各主面の中央に個々に配置されたプレートレットを有するこの仏国特許発明第２４０３６２６号明細書に開示されているような集合体ハウジングに十二角形の断面を採用すると仮定すると、プレートレットの剛性の増加は、主面の曲げの制限に起因して実際に効果的であるが、しかしながらプレートレットにおける鋼の厚さは増加しないので、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉の枠組みで定められている目的に関しては、おそらくは不十分である。
【００５７】
米国特許第４５４３２３３号明細書はまた、六角形ハウジングの外面に収容され、スプリングワッシャによって固定された円形断面のプレートレットを有するＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示している。
【００５８】
特開２００６−１４５５０６号公報は、米国特許第４５４３２３３号明細書のものと類似の、集合体のハウジングの外側に取り付けられたプレートレットを有するＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示している。円形断面でもあるプレートレットは、それぞれ、ハウジングのチューブの各面に形成された孔内に収容され、ネジ止めまたは溶接によってハウジングに取り付けられている。本発明者らは、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代のＳＦＲ原子炉で求められる規模にないいずれの場合において、米国特許第４５４３２３３号明細書および特開２００６−６１５５０６号公報によるハウジングの面の外側に取り付けられたプレートレットが、剛性の顕著な増加をもたらすと考えていない。
【００５９】
仏国特許発明第２９２１５０９号明細書は、六角形のハウジングの内側に、燃料ピンの束の上に配置された６つのブランチを有する星形に取付けられた構造体を含む、高速炉、とりわけＳＦＲ型の燃料集合体を開示している。構造体は任意の所与の長さのブランチを有してもよく、構造体を補強するためにブランチ間に横方向バーを追加的に組み込んでもよい。各ブランチの自由端は、ハウジングの各面の中央の開口部を通過するスペーサプレートレットによって延長されている。この仏国特許発明第２９２１５０９号明細書による集合体は、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体の少なくとも一部の機能的特徴と互換性がない。特に、ハウジングの内部に取り付けられた星形構造体は、プレナムの領域に追加される顕著な量の鋼を形成しており、これは必然的に、炉心のＣＦＶ効果をもはや保証しないまで排出係数の低下をもたらす。さらに、星形構造体は、必然的に集合体内のナトリウムの流れに対する障害となり、その結果、負荷損失、および集合体の出口での流動における有害効果を増大させる。
【００６０】
米国特許第４３０６９３８号明細書は、六角形ハウジングの全周にわたって外形隆起部または連続ストリップの形で型押しされたプレートレットを含む、ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体を開示している。型押しされたプレートレットは、ハウジングの内側に配置されたカラーの設置によって補強され、プレートレットとして同時にラム型押しされ、一旦変形すると、プレートレットの変形の凹所に収容される。従って、プレートレットの後ろの内径は、六角形ハウジングの内径と同じである。この米国特許第４３０６９３８号明細書による集合体は、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体のかなりの数の機能的特徴に応じることができない。まず第一に、カラーはプレートレットのエンボス加工によって形成された凹所内に正確に収容されているので、その厚さは２つの隣接する集合体間の距離の半分に等しいエンボス加工の深さに制限され、これは典型的には１．５〜３ｍｍのオーダーである。この厚さは、プレートレットとカラーからなる集合体の同等の剛性に対して、プレートレットの固有の剛性を５倍に高めることができるようにするには小さくかつ不十分である。続いて、プレートレットはハウジングの外周全体にわたって連続的にエンボス加工されるので、それらは集合体間の空間を完全に遮断する。これは、ナトリウムの循環を得ることが妨げられ、または集合体間の自然対流の導入を妨げる。最後に、プレートレットがハウジングの面の全幅にわたってエンボス加工されているため、２つの隣接する集合体のプレートレット上の接触表面積は大きい。さらに、プレートレットはフェライト鋼で作られたハウジングにエンボス加工されており、取扱い温度でのプレートレットの遊びはゼロに近い。これらの２つの態様は、アレイの中への集合体の抽出／挿入の間に、取扱い力を増加させる方向に向く。
【００６１】
米国特許出願公開第２０１４／１８５７３４号明細書は、六角形断面の外側チューブ内に収容された内側チューブからなる二重壁構造を有するハウジングを含む、ＳＦＲ原子炉用燃料集合体を開示している。内側チューブは、内側チューブが外側チューブと接触するまで内部負荷の影響の下に変形する。外側チューブは、内側チューブによって伝達された力を吸収する。２つのチューブ間の変形／拘束の正しい分布は、外側チューブの変形を制限することを可能にする。外側チューブの変形を制限するために、２本のチューブ間に追加の強化体が配置されてもよい。この特許出願では、問題の説明は、内側の集合体の構造の内部から外部への冷却材の圧力の影響下での力の伝達に関する。この問題は、その目的が、隣接する集合体からの推進力の効果の下、構造体の外側から内側に向かって来る力を制限することである、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体に対して持ち出されたものと逆のものである。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００６２】
【特許文献１】米国特許第４１４２９３４号明細書
【特許文献２】仏国特許発明第２５０９８９６号明細書
【特許文献３】仏国特許出願公開第２４０３６２６号明細書
【特許文献４】米国特許第４５４３２３３号明細書
【特許文献５】特開２００６−１４５５０６号公報
【特許文献６】特開２００６−６１５５０６号公報
【特許文献７】仏国特許発明第２９２１５０９号明細書
【特許文献８】米国特許第４３０６９３８号明細書
【特許文献９】米国特許出願公開第２０１４／１８５７３４号明細書
【非特許文献】
【００６３】
【非特許文献１】Manual <<Reacteurs a neutrons rapides refroidis au sodium>> - Les techniques de l’Ingenieur B 3 171
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００６４】
それ故、とりわけＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉用の燃料集合体のスペーサデバイスの仕様を満たすために、原子炉の炉心内の密なアレイの隣接する燃料集合体間のスペーサデバイスを改善する必要がある。
【００６５】
本発明の目的は、この必要性を少なくとも部分的に満たすことである。
【課題を解決するための手段】
【００６６】
この目的のために、本発明の主題は、長手方向軸（Ｘ）を有するハウジングを含む原子炉用、とりわけナトリウム冷却高速中性子炉（ＳＦＲ）用の集合体であって、ハウジングの各々の主面は、その中央部に、外側に向かって突出し、およびハウジングの内側に材料のない凹所を内部に境界付けする部分を含む、隣接する集合体との間隔を定めるためのプレートレットを含み、集合体はさらに、ハウジングの内側に置かれ、および保持され、並びにプレートレットに面して配置されてそれらの各々とキャビティを形成する、原子炉用の冷却材が通過することを可能にするように設計された中空チューブからなる補強カラーを含む。
【００６７】
一つの実施形態によれば、ハウジングは、六角形の断面を有している。
【００６８】
一つの有利な実施形態によれば、各プレートレットはエンボス加工されたプレートレットであり、カラーはプレートレットのエンボス加工された凹所に面している。
【００６９】
好ましくは、各プレートレットは、長方形の形状を有する、隣接する集合体との外部接触面を有している。
【００７０】
一つの有利な実施形態によれば、補強カラーはさらに、カラーの底部の内周とカラーの底部の外周とを接続する収束面を形成する傾斜した直線エッジと、カラーの頂部の内周とカラーの頂部の外周とを接続する発散面を形成する傾斜した直線エッジとを含む。本発明によるカラーによって補強されたプレートレットは、挿入したカラーが集合体内のナトリウムの流れに対する障害物を構成するという意味で侵入的プレートレットを形成する。このように、カラーの厚い部分の上流に収束面および下流に発散面を配置することにより、一方では負荷損失が最小限に抑えられ、これは集合体内部の熱流動の実現に寄与し、他方では鋼の量の減少のおかげで、これはＡＳＴＲＩＤ原子炉の枠組みで求められる負の排出係数（ＣＦＶ）を維持することに貢献する。
【００７１】
有利には、補強カラーは、プレートレットの高さよりも低い高さを有しており、その高さは長手方向軸（Ｘ）に沿って測定される。
【００７２】
エンボス加工されたプレートレットの場合において、補強カラーは、逆に、エンボス加工されたプレートレットの高さよりも高い高さを有してもよく、その高さは長手方向軸（Ｘ）に沿って測定される。この場合、カラーは、カラーとプレートレットとの間に形成される各々のキャビティの内部に、液体の充填及び排出並びにガスの非蓄積を可能にする手段を含む。これらの手段は、有利には、カラーを貫通する少なくとも２つの孔からなり、各々はカラーとプレートレットとの間に形成された各々のキャビティ内に出ており、これらの孔は各々のキャビティの下部と上部のそれぞれに位置している。
【００７３】
第１の異なる実施形態によれば、補強カラーは、プレートレットの高さ以上の高さを有し、ハウジングの内部横断面の最大寸法に実質的に等しい外径を有する中空の円筒を含む。
【００７４】
第２の異なる実施形態によれば、補強カラーは、その外周がハウジングの内側の六角形断面に適合する六角形部分を含む構成要素を含む。この変形例によれば、内周は円形の横断面を有していてもよい。
【００７５】
第３の異なる実施形態によれば、補強カラーは、その外周がハウジングの六角形の内部断面に適合する六角形の横断面である構成要素を含む。この変形例によれば、内周面は六角形の横断面を有していてもよく、構成要素の内周の高さはその外周の高さより低い。
【００７６】
１つの有利な実施形態によれば、補強カラーは、その熱膨張係数および照射膨張が、集合体のプレートレットを含むハウジングの材料のものよりも大きい材料で作られる。
【００７７】
この実施形態によれば、補強カラーは、オーステナイト鋼で好ましくは作られており、ハウジングはフェライト鋼またはマルテンサイト鋼で好ましくは作られている。
【００７８】
１つの有利な実施形態によれば、ハウジングの内側でカラーを最良に固定するために、補強カラーは、ハウジングの内部断面の周辺に配置された取付け手段によって集合体の１つ以上の構造に取り付けられている。
【００７９】
上で説明した集合体は、燃料集合体を有利には形成し、ハウジングは、原子炉の炉心の支持構造内に垂直に挿入されるように設計されており、中性子吸収体からなる上部中性子遮へいデバイス（ＵＮＰ）を収容する集合体のヘッドを形成する上部と、核燃料ピンを収容する中央部とを含み、スペーサプレートレットは、燃料ピンより上に位置する平面内に配置されている。
【００８０】
この実施形態では、カラーの取付け手段は、ＵＮＰの下部構造に接続されたロッドである。
【００８１】
そのように定義された燃料集合体は、燃料集合体のスペーサデバイスの仕様がＡＳＴＲＩＤ型の第４世代ＳＦＲ原子炉のために満たされることを可能にしている。
【００８２】
上述した集合体はまた、例えば反射体集合体、側方中性子保護（ＬＮＰ）集合体、制御ロッド、実験用集合体、相補型安全装置、高速増殖集合体、または核変換集合体のようなナトリウム冷却ＳＦＲ炉心に挿入され得る任意の他の種類の非燃料集合体を構成し得る。
【００８３】
本発明はまた、以下のステップを含む、上述した集合体の実装方法に関する。
−  低減した設置のための遊びを保証するために、集合体ハウジングの内部断面の実際の寸法に対して設計された外部寸法を有する補強カラーを形成するステップ
−  設置のための遊びを増加させるために、ハウジングを予熱ステップ
−  カラーがプレートレットに面して位置するまで、予熱されたハウジングの内側で取付け手段を備えたカラーを挿入するステップ
−  カラーを集合体内の構造に取り付けるステップ
−  ハウジングの冷却するステップ。
【００８４】
本発明はさらに、ガス冷却または液体金属冷却の原子炉のような高速中性子（ＦＮＲ）原子炉内における上述した燃料集合体の使用であって、液体金属は、ナトリウム、鉛または鉛−ビスマスから選択される。
【図面の簡単な説明】
【００８５】
本発明の他の利点および特徴は、以下の図面を参照して、非限定的な例示として示されている本発明の詳細な説明を読むことにより、より明確に明らかになるであろう。
【００８６】
【図１】ナトリウム冷却高速炉ＳＦＲで既に使用されている、従来技術による燃料集合体の外観斜視図である。
【図２】原子炉「Ｐｈｅｏｎｉｘ」において既に使用されている、従来技術による燃料集合体の斜視図であり、図は、原子炉の炉心内の隣接する燃料集合体とともに、スペーサプレートレットの形態にあるデバイスを示している。
【図２Ａ】プロジェクトの開始時にＡＳＴＲＩＤ用に想定された燃料集合体の縦断面図であり、集合体の他の要素に対するプレートレットのより正確な位置決めを示している。
【図３Ａ】プレートレットのエンボス加工形成を示している、図２および２Ａによる燃料集合体の六角形の横断面を有するハウジングの一部の斜視図である。
【図３Ｂ】プレートレットのエンボス加工形成を示している、図２および２Ａによる燃料集合体の六角形の横断面を有するハウジングの一部の横断面図である。
【図３Ｃ】図３Ａおよび３Ｂによるプレートレットの前面からの詳細図である。
【図４】図３Ｂと同一であり、ハウジングがプレートレットに適用される力を受けたときのハウジングの面の変形を示しており、これに対してハウジングの３つの対向する面は保持されている。
【図５】ＡＳＴＲＩＤ原子炉について想定されたような、図２Ａによるプレートレットを有するスペーサデバイス、および本発明による取付けられたカラーを示している六角形の横断面のハウジングを有する燃料集合体の一部の横断面図である。
【図６】本発明によるカラーの第１の変形を示す、エンボス加工されたプレートレットを有する六角形の断面を有するハウジングの一部の斜視図である。
【図７】本発明によるカラーの第２の変形を示す、エンボス加工されたプレートレットを有する六角形の断面を有するハウジングの一部の斜視図である。
【図８】本発明によるカラーの第３の変形を示す、エンボス加工されたプレートレットを有する六角形の断面を有するハウジングの一部の斜視図である。
【図９】集合体のハウジングの内部にその取付け手段を有する、本発明によるカラーの第３の変形を示す、エンボス加工されたプレートレットを有する六角形の断面を有するハウジングの一部の斜視図である。
【図１０】本発明による補強カラーの一つの有利な変形の断面の詳細図であって、補強カラーを備えた燃料集合体内の熱水力を改善することができる。
【図１１Ａ】本発明による補強カラーの別の有利な変形の概略断面図であって、補強カラーを備えた燃料集合体内の熱水力を改善することができる。
【図１１Ｂ】本発明による補強カラーの別の有利な変形の概略断面図であって、補強カラーを備えた燃料集合体内の熱水力を改善することができる。
【図１２】六角形断面の集合体のハウジング内に固定された十二角形断面を有する本発明による補強カラーの概略断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００８７】
明確性の目的のために、先行技術による、および本発明による、燃料集合体の、およびプレートレットを有するスペーサデバイスの、同一の要素を示す同一の参照符号が、図１から１２の全てに対して使用されている。
【００８８】
本願の集合体において、「垂直」、「下部」、「上部」、「底部」、「頂部」、「の下」及び「の上」という用語は、それが原子炉内で垂直の構成にあるような、燃料集合体を参照するものと理解される。
【００８９】
先行技術に関連する図１から３Ｃは、序論ですでに詳細に説明されているので、以下では論じない。
【００９０】
隣接する燃料集合体と間隔をあけるためのプレートレットは、第４世代のＳＦＲ原子炉の燃料集合体の特定の特徴に準拠するのに十分な剛性Ｋを示さないという観察から開始して、本発明者らは、プレートレットの変形の形態を分析した。
【００９１】
このように、エンボス加工によって形成されたプレートレット２の低い剛性は、このプレートレット上の所与の破砕力とともに、プレートレットの大幅な変位によって特徴付けられる。
【００９２】
本発明者らは、力を受けるプレートレットのこの大幅な変位または平坦化が、問題のプレートレットを組み込む六角形のハウジングの面の曲げ変形によって主に引き起こされることを実証することができた。この現象は有限要素計算によって再現され、図４に示されている。
【００９３】
本発明者らは、六角形の断面を有するハウジング１０の内側に配置されて保持され、およびプレートレット２０に面して位置する、より正確にはプレートレット２のエンボス加工の凹所２１の高さに位置する、補強カラー３によって、エンボス加工２の内側を補強すると考えている。
【００９４】
ＡＳＴＲＩＤ型のＳＦＲ原子炉で使用することを目的とした、本発明によるそのようなカラー３を組み込んだ燃料集合体１が図５に示されている。高速中性子炉用に設計された先行技術による燃料集合体と全く同じように、本発明による集合体１は、長手方向軸Ｘに沿って細長い形状を有し、およびその上部１１の端部が集合体のヘッドを形成し、中性子吸収体１８を含むＵＮＰと呼ばれる中性子保護デバイスを包含する、六角形の横断面を有するハウジング１０を備えている。集合体１の中央部１２は、集合体の核分裂領域を形成する燃料ピン１４を包含する。
【００９５】
集合体１は、先行技術による集合体におけるように、ハウジング１０の延長部に、集合体の足部を形成する下部（図示せず）を最後に備える。集合体の足部は、炉心の床に垂直に挿入できるように、円錐または丸い形状の遠位端を有している。集合体の足部はまた、その周囲に、集合体の中へのナトリウムの侵入のための開口を有している。
【００９６】
図５に示すように、本発明による補強カラー３は、燃料ピン１４の上でハウジング１０の内側に収容され、保持され、プレートレット２のエンボス加工の凹所に面して位置している。
【００９７】
各エンボス加工されたプレートレット２は、常に、隣接する集合体と接触する外面２０を有しており、この外面２０は、矩形状を有しており、カラー３による影響を受けず、各プレートレット２は、常に、ハウジングの内側に材料のないエンボス加工の凹所２１を有している。
【００９８】
他の形状、例えば円形、または実現可能で、求められる空間の制約および剛性の制約を満たすことができる形状をとるプレートレットが想定され得る。
【００９９】
本発明による補強カラー３は、ハウジング１０の６つの面の各々の曲げによる変形が制限され、このようにしてエンボス加工されたプレートレット２の剛性を増加させることを可能にしている。全体の等価剛性は、エンボス加工されたプレートレット２の剛性およびカラー３の剛性の合計である。
【０１００】
本発明による補強カラー３は、ハウジング３の内側に置かれる要素であるため、目的の剛性及び集合体に固有の製造／設置制約に応じて、多数の形状（断面の形状、厚さ、高さ）が与えられ得る。
【０１０１】
円形、六角形または十二角形の横断面の環状の形状にあるカラー、および正方形、台形、「Ｔ」字型（リブ）、「Ｕ」字型などの径方向断面を有するカラーがこのように想定され得る。一般的に言えば、本発明による補強カラー３は、形状、寸法および／または材料に関して容易に適合され得る。
【０１０２】
カラーの形状の３つの異なる変形が、図６から８に示されている。
−  ハウジング１０の内径に実質的に等しい外径を有する中空の円筒３（図６）
−  外周３０がハウジング１０の内部断面に適合した六角形の横断面を有しており、内周３１が円形の横断面を有している構成要素３’（図７）
−  外周３０がハウジング１０の内部断面に適合した六角形の横断面を有しており、内周３１もまた六角形の横断面を有する構成要素３”であって、その構成要素の内周の高さがその外周の高さよりも小さい構成要素３”。外周３０は、中央リブ３２によって内周３１に接続され得る（図８）。カラーの径方向断面は、「Ｔ」の形状を有している。
【０１０３】
カラー３の材料の選択は自由である。有利なことに、カラー３は、その熱膨張係数および照射下でのその膨張が集合体のプレートレットを含むハウジングの材料のものよりも大きい材料で作られている。好ましくは、カラー３は、ＡＩＳＩ３１６型のオーステナイト鋼で作られているが、何故ならこれは、ＥＭ１０型のマルテンサイト鋼で作られたハウジングを備えている、ＡＳＴＲＩＤ型のＳＦＲ原子炉用の燃料集合体１の枠組みにおいて満たされるべき機能に関して最良の妥協点を有している材料だからである。
【０１０４】
図９は、図８におけるカラー３”の取付けの１つの有利な変形を示している。図示されたこの変形によれば、カラー３”は、各々がハウジング１０の六角形の交差内部の断面の角部に配置された取付けロッド４によってＵＮＰ（図示せず）の下部固定構造上に取り付けられている（懸架される）。示された取付けロッド４は、円形の断面を有するが、任意の他の断面でもよい。
【０１０５】
そのような取付けロッド４を用いることで、燃料集合体に対する設置方法は、ＡＳＴＲＩＤ原子炉用に既に提供されている基準の設置手順と互換性があり、最初の段階として、ＵＮＰと共にカラー３の取付けのみが追加される。
【０１０６】
カラー３をハウジング１０に取付ける本発明による方法の利点は、カラー３とハウジング１０との間に溶接、ねじ止め、圧着等のいかなる追加の機械的な取付けを必要としないことである。
【０１０７】
カラー３は、ハウジング１０の内側に遊びをともなって挿入される。ハウジング１０の内壁に対するカラー３の遊びの正確な較正が実施される必要がある。
【０１０８】
従って、以下の条件を確認する必要がある。
−  遊びは、厳密に正でなくてはならず、カラー３をハウジング１０に取付ける間に、換言すれば約２０℃の周囲温度をともなう集合体の作業環境において、十分に大きくなければならない。
−  遊びは、原子炉の通常運転、換言すればプレートレット２における平均温度５５０℃で、ゼロまたはわずかに負（タイトフィット）でなければならない。この条件は、本発明の枠組みにおいて求められるプレートレットの剛性の増加を効果的に得るために、カラー３とハウジング１０との間に良好な接触があることを確実にすることを可能にしている。
【０１０９】
上述した遊びに関する２つの条件は、以下の特徴を有するカラーで満たされてもよい。
−  カラー３は、フェライト系鋼またはマルテンサイト系鋼で作られたハウジング１０よりも高い熱膨張係数および中性子束下での膨張を有する、オーステナイト鋼で作られる。このようにして、５５０℃での運転においてカラー３とハウジング１０との間の遊びをふさぐことが容易になる。
−  カラー３のハウジング１０内への設置に対して、ハウジング１０は約１００℃から２００℃の温度に予熱され、カラー３は約２０℃に保持される。２つの鋼間の膨張の結果として生じる差異は、設置する遊びを増加させることを可能にする。
−  ハウジング１０との接触面を画定するカラー３の外側寸法は、設置前の直前に機械加工され、ハウジングの内径の実際の測定に従って適合される。これは、ハウジング１０の、相対的に大きい製造公差の問題を克服することを可能にする。
【０１１０】
それが別々に取り付けられているという事実は、事実上プレートレットと同じ高さを有する米国特許第４３０６９３８号明細書によるカラーの解法とは対照的に、本発明によるカラー３が、プレートレット２の高さとは無関係の高さで選択されることを意味している。
【０１１１】
例として、本発明者らは、図１０に示すような、８０ｍｍのエンボス加工の高さｈを有するエンボス加工されたプレートレット２に対して５０ｍｍに等しい有用な高さＨ１のカラー３は、完全に満足できるものであると考える。この有用な高さでは、５倍に剛性を高めるのに必要なカラー３の厚さＥは、８．６ｍｍである。
【０１１２】
本発明によるカラーによって導入される負荷損失を最小にするために、図１０に示す１つの有利な変形は、カラーの底部の内周３１をカラーの底部の外周３０へ接続する収束面を形成する傾斜した直線エッジ３３およびカラーの頂部の内周３１をカラー３の頂部の外周３０に接続する発散面を形成する傾斜した直線エッジ３４を有するカラー３を構成することからなる。
【０１１３】
この変形は、カラーの厚さがより厚いほどなおさら効果的である。
【０１１４】
収束面３３および発散面３４を含むカラー３の全高さＨ３が、エンボス加工されたプレートレットの高さを超える変形例では、エンボス加工されたプレートレット２とカラー３との間の体積は、エンボス加工の凹所２１によって境界が定められ、閉じたキャビティを形成する。収束面３３の下部には、このキャビティの中に液体ナトリウムを充填し、キャビティから液体ナトリウムを空にするための少なくとも１つのスルーホールを設ける必要がある。ナトリウムでキャビティを充填する間にガスを閉じ込めることを避けるために、発散面の上部において少なくとも１つの他のスルーホールが必要とされてもよい。
【０１１５】
収束面３３および発散面３４の代わりに、集合体内のナトリウムの流れにおける干渉を制限する他の手段を設けてもよい。
【０１１６】
後者の点を説明するために、図１１Ａおよび１１Ｂは、ナトリウムが流れることを可能にしている、カラーの厚さの範囲内で２つの異なる大きさの貫通開口３５、３６を示している。この点で、本発明者らは、この解法は収束面／発散面を用いる解法よりもほとんど最適化されておらず、および高流量を有する集合体またはプレートレットの高剛性を必要とする集合体には適用できないと考える。
【０１１７】
プレートレットの高さと比較して高さが小さいカラー３の場合、ＡＳＴＲＩＤ原子炉のキーポイントである、全体的に負である（ＣＦＶ炉心）排出係数を保証することが可能である。実際、本発明者らによって実施された研究では、排出の場合における反応度の増加を最小にするパラメータは、その厚さが等価剛性を維持するために増加されなければならない場合であっても、カラー３に対して制限された高さであることを示している。
【０１１８】
さらに、圧縮の下でのカラー３の剛性は、その高さと共に直線的に変化するが、その厚さの３乗で変化することが計算によっても示されている。
【０１１９】
本発明によるカラー３の剛性、および結果としてエンボス加工されたプレートレット２の剛性を最大にするために、小さな高さおよび大きな厚さを有するカラー３を想定することが好ましい。
【０１２０】
本発明者らは、様々な研究を通して、本発明がＡＳＴＲＩＤ原子炉用の燃料集合体の必要性、すなわち従来技術に対して５倍のプレートレットの剛性の増加を満たすことができ、一方同時に負の排出係数を保存し、原子炉の取扱い、製造および熱水力学に適合していることを最後に示している。
【０１２１】
従って、上述した本発明による燃料集合体１は、ＡＳＴＲＩＤのような第４世代のＦＮＲ原子炉の燃料集合体の間隔を開けるための全ての機能的な仕様が満たされることを可能にしている。
【０１２２】
本発明は、多数の制約を同時に検証することを含む、ＡＳＴＲＩＤのような第４世代のＦＮＲ原子炉用の、換言すればＣＦＶ炉心を有する燃料集合体の特定の状況において説明されている。
【０１２３】
他の高速中性子炉または非燃料集合体では、これらの制約のいくつかが緩和されたり無視されたりし得る。例えば、
−  非ＣＦＶ炉心アーキテクチャは、カラーの寸法の実質的に自由な選択（鋼の無制限の量）を可能にする、
−  ナトリウムの不存在または低流量は、図１０に示すようなカラー３上の収束面３３および発散面３４を回避することを可能にする。
【０１２４】
さらに、一般的に言って、換言すれば、ＡＳＴＲＩＤ原子炉の特定の内容の外側では、本発明は、いかなる任意の種類の集合体に適用され得る。
−  カラーのその形状、その横断面、その径方向断面、その寸法に関わらず、図１２に示したような六角形の断面を有するハウジング内に十二角形の断面を有するカラーをとりわけ想定することができる。
−  プレートレットの種類に関わらず、これらは、ハウジング内にエンボス加工されたプレートレットであってもよいが、非エンボス加工の、および非侵入型のプレートレット、例えば、ハウジングの外部に取り付けられたプレートレットのような任意の他の種類であってもよい。
−  ハウジング上のプレートレットの形状に関わらず、それらの形状は、長方形、円形、正方形、または他の任意の形状であってもよい。
【０１２５】
しかしながら、本発明の枠組みから逸脱することなく、他の変形および改良を提供することができる。
【０１２６】
従って、上述した補強カラー３は、ＡＳＴＲＩＤ型の第４世代高速中性子原子炉（ＦＮＲ）用の燃料集合体に置かれているにも関わらず、集合体間の空間が集合体のハウジングによって確保されなければならず、且つ一定の剛性が確保されなければならない他の種類のＦＮＲにこれを適用することも想定され得る。これは、ガス、ナトリウム、鉛、鉛ビスマスなどを使用して冷却される任意の種類のＦＮＲであり得る。
【０１２７】
上述した補強カラー３が燃料集合体に別々に設置される場合、それはまた、ＦＮＲ炉心に存在する任意の他の種類の集合体、例えば反射集合体、横側中性子遮へい（Ｌａｔｅｒａｌ  Ｎｅｕｔｒｏｎ  Ｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎ）（ＬＮＰ）集合体、制御ロッド、実験用集合体、相補型安全装置、高速増殖集合体、核変換集合体などを補強するために別々に設置もされ得る。
【０１２８】
取付けロッド４以外の補強カラー３をＵＮＰに取付けるための取付け手段は、本発明の枠組みにおいて想定され得る。このように、本発明者らは、とりわけ設置の間の妨害または運転の間に所望しない力の潜在源である静的に不確定な位置決めの問題を克服するために、取付け手段においてボールジョイントを使用する任意の連結が好ましいと考える。
【符号の説明】
【０１２９】
１  集合体の
２  プレートレット
３  カラー
３’、３”  構成要素
４  取付けロッド
１０  ハウジング
１１  ヘッド
１２  中央部
１３  足部
１４  燃料ピン
１６  孔
１８  中性子吸収体
２０  プレートレット
２１  くぼみ
３０  外周
３１  内周
３２  中央リブ
３３  収束面
３４  発散面
３５、３６  貫通開口
【図１】
2018528421.tif 000003
【図２】
2018528421.tif 000004
【図２Ａ】
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【図３Ａ】
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【図３Ｂ】
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【図３Ｃ】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１Ａ】
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【図１１Ｂ】
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【図１２】
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【国際調査報告】
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