FR3065573A1 - Cœur de reacteur rapide et procede de chargement de combustible de reacteur rapide - Google Patents
Cœur de reacteur rapide et procede de chargement de combustible de reacteur rapide Download PDFInfo
- Publication number
- FR3065573A1 FR3065573A1 FR1853540A FR1853540A FR3065573A1 FR 3065573 A1 FR3065573 A1 FR 3065573A1 FR 1853540 A FR1853540 A FR 1853540A FR 1853540 A FR1853540 A FR 1853540A FR 3065573 A1 FR3065573 A1 FR 3065573A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- core
- fuel
- fuel assembly
- region
- assembly region
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 13
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 304
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims abstract description 53
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 48
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims abstract description 47
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 19
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 19
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 16
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 9
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 3
- VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N yttrium atom Chemical compound [Y] VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910000047 yttrium hydride Inorganic materials 0.000 claims 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 32
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 14
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 5
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 4
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 4
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 4
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 3
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 210000000746 body region Anatomy 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 125000004435 hydrogen atom Chemical class [H]* 0.000 description 2
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 2
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 2
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- AJXBBNUQVRZRCZ-UHFFFAOYSA-N azanylidyneyttrium Chemical compound [Y]#N AJXBBNUQVRZRCZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000010494 dissociation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005593 dissociations Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000004043 responsiveness Effects 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Dans un cœur (1) d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène, plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure sont chargés au niveau d'une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure et plusieurs ensembles de combustible de cœur sont chargés au niveau d'une région d'ensemble de combustible de cœur, comprenant un plénum (4) de sodium au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure. Le plénum de sodium est constitué d'un tube d'enveloppement et de sodium coulant. La hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur.
Description
DOMAINE DE L'INVENTION
La présente invention est relative à un cœur d'un réacteur rapide et à un procédé de chargement de combustible du réacteur rapide, et est relative spécifiquement à une technologie efficace pour obtenir à la fois une réduction de la réactivité de la combustion nucléaire et une réduction de la réactivité cavitaire, et pour améliorer la sécurité du cœur.
ARRIÈRE-PLAN DE L'INVENTION
Une technique d'arrière-plan sur un ensemble de combustible et un cœur d'un réacteur rapide est décrite, par exemple, dans Naohiro Hirakawa, Tomohiko Iwasaki, “Genshiro Butsuri Nyuumon” (Introduction to Physics of Nuclear Reactor), Tohoku University Press, 30 octobre 2003, pages 279 à 286 (Littérature hors brevet 1). D'une manière générale, par rapport à un réacteur surgénérateur rapide, un cœur est disposé à l'intérieur d'une cuve de réacteur nucléaire, et du sodium liquide, qui est un matériau de refroidissement, est versé à l'intérieur de la cuve de réacteur nucléaire. Un ensemble de combustible chargé au niveau du cœur comprend plusieurs barres de combustible dans lesquelles de l'uranium appauvri (U-238) enrichi avec du plutonium (Pu) est confiné, un
0 tube d'enveloppement qui entoure plusieurs barres de combustible rassemblées, une buse d'entrée qui supporte la section d'extrémité inférieure des barres de combustible et un corps de blindage anti-neutrons positionné en dessous des barres de combustible, et une section d'écoulement de matériau de refroidissement qui est positionnée au-dessus des barres de combustible.
Le cœur du réacteur surgénérateur rapide comprend une région de combustible de cœur qui comprend une région de cœur intérieure et une région de cœur extérieure qui entoure la région de cœur intérieure, une région de combustible de couverture qui entoure la région de combustible de cœur, et une région de corps de blindage qui entoure la région de combustible de couverture. Dans le cas d'un cœur homogène standard, l'enrichissement en plutonium (enrichissement Pu) d'un ensemble de combustible chargé au niveau de la région de cœur extérieure est supérieur à l'enrichissement Pu d'un ensemble de combustible chargé au niveau de la région de cœur intérieure. Par conséquent, la distribution de puissance dans la direction radiale du cœur est aplatie.
Comme type de matériau de combustible nucléaire stocké dans chaque barre de combustible de l'ensemble de combustible, on peut avoir un combustible métallique, un combustible de nitrure, et un combustible d'oxyde. Parmi ceux-ci, le combustible d'oxyde est celui qui a donné les résultats les plus concluants.
Des pastilles d'un combustible d'oxyde mélangé, à savoir un combustible MOX produit en mélangeant chaque oxyde de Pu et d'uranium appauvri sont versées à l'intérieur d'une barre de combustible jusqu'à la hauteur d'approximativement 80 cm à 100 cm à la partie centrale dans la direction axiale. En outre, à l'intérieur de la barre de combustible, des régions de couverture axiales remplies avec plusieurs pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri sont disposées au-dessus et en dessous de la région remplie
0 de combustible MOX, respectivement. Un ensemble de combustible de cœur intérieur chargé au niveau de la région de cœur intérieure et un ensemble de combustible de cœur extérieur chargé au niveau de la région de cœur extérieure comprennent plusieurs barres de combustible dans lesquelles plusieurs pastilles du combustible MOX sont versées comme cela est décrit ci-dessus. L'enrichissement Pu de l'ensemble de combustible de cœur extérieur est supérieur à celui de l'ensemble de combustible de cœur intérieur.
Un ensemble de combustible de couverture comprenant plusieurs barres de combustible remplies de plusieurs pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri est chargé dans la région de combustible de couverture qui entoure la région de combustible de cœur. Parmi les neutrons générés dans une réaction de fission nucléaire à l'intérieur de l'ensemble de combustible chargé au niveau de la région de combustible de cœur, des neutrons qui se sont échappés de la région de combustible de cœur sont absorbés par l'U-238 dans l'ensemble de combustible de couverture chargé au niveau de la région de combustible de couverture. Par conséquent, du Pu-239 qui est un nucléide fissile est nouvellement produit à l'intérieur de chaque barre de combustible de l'ensemble de combustible de couverture.
En outre, des barres de commande sont utilisées pour démarrer et arrêter un réacteur surgénérateur rapide, et pour commander la puissance thermique d'un réacteur nucléaire. La barre de commande comprend plusieurs barres d'absorption de neutrons dans lesquelles des pastilles de carbure de bore (B4C) sont confinées dans un tube de gainage constitué d'acier inoxydable, et est configurée de telle manière que ces barres d'absorption de neutrons soient stockées dans un tube d'enveloppement qui présente une section transversale hexagonale de façon similaire à l'ensemble de combustible de cœur. Le système de barre de commande est constitué de deux systèmes indépendants: un système
0 d'arrêt de réacteur principal et un système d'arrêt de réacteur de secours, et il est possible de procéder à un arrêt d'urgence du réacteur surgénérateur rapide par un seul parmi le système d'arrêt de réacteur primaire et le système d'arrêt de réacteur secondaire.
En même temps, d'une manière générale, la réactivité cavitaire du sodium d'un réacteur rapide est positive, et est d'approximativement 6$ à 8$ dans le cas d'un grand réacteur rapide. En supposant un accident (ETLOF : Perte de Flux Non Protégée) dans lequel la perte de flux causée par un raté d'une pompe de circulation primaire en raison d'une panne ou d'une coupure d'alimentation électrique externe et une défaillance de type fuite sont combinées, il se produit une discordance entre une puissance de l'ensemble et le débit, et il est probable que le matériau de refroidissement sodium bout et que la réactivité augmente. D'autre part, la réactivité de la combustion nucléaire du cœur de combustible MOX est d'environ 3%Ak/kk’. Par conséquent, en supposant un accident (ETTOP: Surpuissance Transitoire Non Protégée) dans lequel un retrait inapproprié de la barre de commande et une défaillance de type fuite sont combinées, il est probable que la densité de puissance dans le voisinage de la barre de commande change et que le rendement thermique linéaire dépasse la limite de conception.
Lorsque la réactivité cavitaire du sodium (Na) est réduite, l'ébullition du matériau de refroidissement sodium pendant une ETLOF peut être évitée, et la sécurité du cœur peut être améliorée. En outre, si une augmentation du rendement thermique linéaire pendant une ETTOP peut être évitée, la marge thermique peut être accrue, et une amélioration de la sécurité du cœur sera obtenue. Pour éviter l'augmentation du rendement thermique linéaire pendant une ETTOP, il est efficace de réduire la réactivité de la combustion nucléaire et de réduire la réactivité de commande requise pour une barre de commande pour obtenir une compensation de combustion nucléaire.
0 Dans un réacteur rapide, comme cela est montré dans la Figure 2.2 de Alan E.
Walter, et al., traduction supervisée par Naoyuki Takagi, “Kousoku Supekutoru Genshiro” (Fast Spectrum Reactor), ERC Press, 1er novembre 2016, pages 25 à 27 (Littérature hors brevet 2), il est montré un cœur radialement hétérogène dans lequel, par rapport à un cœur homogène qui présente un enrichissement Pu inférieur dans le cœur intérieur à proximité du centre du cœur et un enrichissement Pu supérieur dans le cœur extérieur qui entoure le cœur intérieur, des ensembles de couverture qui présentent une composition principale d'uranium appauvri sont chargés dans la région du combustible de cœur qui présente un enrichissement Pu d'un premier type. Dans le cœur radialement hétérogène, par rapport à l'ensemble de couverture, l'U-238 dans le combustible est converti en Pu-239 lorsque la combustion nucléaire se produit, la puissance de l'ensemble augmente graduellement, et par conséquent il en résulte une caractéristique selon laquelle la réactivité de la combustion nucléaire est inférieure à celle du cœur homogène en général.
D'autre part, comme mesure pour réduire la réactivité cavitaire du Na, comme 10 cela est montré dans la Figure 1 de Katsuyuki Kawashima, et al., “Design Studies of a Low Sodium Void Reactivity Core Able to Accommodate Degraded TRU fuel”, Nuclear Technology, mars 2014, volume 185, pages 270 à 280 (Littérature hors brevet 3), une mesure a été étudiée selon laquelle, dans un cœur de chargement homogène, la hauteur effective de l'ensemble de combustible de cœur est raccourcie, et un plénum de sodium est placé dans plusieurs ensembles de combustible de cœur. Toutefois, cette mesure ne présente aucun effet de réduction de la réactivité de la combustion nucléaire.
En outre, dans la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325, un réacteur rapide est divulgué, dans lequel il est prévu que le combustible de cœur soit prévu de manière à être plus haut que celui du côté extérieur dans la direction
0 radiale de la section de cœur. Il est mis en évidence que, selon ce réacteur rapide, la distribution de puissance dans la direction radiale est aplatie parce que les neutrons ayant fui à partir du combustible de cœur sur le côté extérieur dans la direction radiale augmentent. (Se référer aux paragraphes [0042] et [0043], et à la Figure 9 de la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325).
RÉSUMÉ DE L'INVENTION
En disposant un plénum de Na au niveau de la partie supérieure du combustible de cœur court comme cela est décrit dans la littérature hors brevet 3, bien que la réactivité cavitaire soit réduite, la réactivité de la combustion nucléaire est similaire à celle du cœur conventionnel.
En outre, dans la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325, on ne trouve aucune description ou divulgation s'agissant de la réduction de la réactivité de la combustion nucléaire et de la réduction de la réactivité cavitaire comme cela est décrit ci-dessus.
Par conséquent, l'objet de cette présente invention consiste à fournir un cœur d'un réacteur rapide qui réalise une réduction significative de la réactivité cavitaire tout en réduisant la réactivité de la combustion nucléaire et qui présente une sécurité élevée contre les accidents à la fois du type ETLOF et UTOP, et un procédé de chargement de combustible du réacteur rapide.
Pour réaliser l'objet décrit ci-dessus, un aspect de la présente invention est un cœur d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur dans la direction radiale d'un cœur, plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure étant chargés au niveau de la région d'ensemble de
0 combustible de couverture intérieure, plusieurs ensembles de combustible de cœur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur, comprenant un plénum de sodium au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, le plénum de sodium étant constitué d'un tube d'enveloppement et de sodium coulant, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur.
En outre, un autre aspect de la présente invention est un cœur d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur dans la direction radiale d'un cœur, plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, plusieurs ensembles de combustible de cœur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur, comprenant un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, l'élément de combustible métallique comprenant un plénum de sodium qui est rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur.
En outre, encore un autre aspect de la présente invention est un procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes de disposition d'une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure en chargeant plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de
0 combustible de cœur dans la direction radiale d'un cœur, plusieurs ensembles de combustible de cœur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur, et la disposition d'un plénum de sodium au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, le plénum de sodium étant constitué d'un tube d'enveloppement et de sodium coulant, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur.
En outre, encore un autre aspect de la présente invention est un procédé de 5 chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes de disposition d'une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure en chargeant plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur dans la direction radiale d'un cœur, plusieurs ensembles de combustible de cœur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur, et la disposition d'un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, l'élément de combustible métallique comprenant un plénum gazeux rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur.
Selon des aspects de la présente invention, dans un réacteur rapide qui présente une puissance électrique de catégorie 750000 kW, la valeur absolue de la réactivité de la combustion nucléaire est rendue inférieure ou égale à 1$, la réactivité insérée dans le cœur en cas d'UTOP est réduite de façon significative, la réactivité insérée dans le cœur en cas
0 d'ULOF est rendue négative tout en réduisant la valeur absolue de la réactivité insérée, et la sécurité du cœur est améliorée.
Les questions, configurations et effets autres que ceux mentionnés ci-dessus vont être clarifiés en expliquant des modes de réalisation ci-dessous.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La Figure 1 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
- la Figure 2A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur d'un réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
la Figure 2B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
la Figure 3 est une vue en coupe transversale horizontale d'une demirégion d'un cœur d'un réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
- la Figure 4 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
la Figure 5A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur d'un réacteur rapide
0 de l'exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
la Figure 5B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un réacteur rapide de l'exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
ίο la Figure 6 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention;
la Figure 7A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en 5 coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur d'un réacteur rapide de l'exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; et la Figure 7B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un réacteur rapide de l'exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention.
DESCRIPTION DE MODES DE RÉALISATION
Des exemples de la présente invention vont être expliqués ci-dessous en utilisant les dessins. En outre, dans chaque dessin, des configurations identiques sont désignées par des repères numériques identiques, et une explication détaillée sera omise en cas de parties dupliquées.
Exemple 1
Un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le cœur vont être expliqués en se référant aux Figures 1 à 3. La Figure 1 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 2A et la
0 Figure 2B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 2 A montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur, et la Figure 2B montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure. La Figure 3 est une vue en coupe transversale horizontale d'une demi-région d'un cœur d'un réacteur rapide du présent exemple.
Un cœur 1 d'un réacteur rapide dans le présent exemple est un cœur de chargement radialement hétérogène constitué de deux sortes d'ensembles de combustible d'un combustible de cœur 2 et d'un combustible de couverture intérieure 3 comme cela est montré dans la Figure 1, et un plénum de sodium 4 constitué d'un tube d'enveloppement (repère numérique 201 dans la Figure 2A et la Figure 2B) et de sodium coulant est agencé au niveau de la partie supérieure de chaque ensemble de combustible du combustible de cœur 2 et du combustible de couverture intérieure 3. En ce qui concerne chaque ensemble de combustible du combustible de cœur 2 et du combustible de couverture intérieure 3, le côté inférieur est entouré par une couverture axiale inférieure 5, la surface latérale est entourée par une couverture radiale 6, et le côté supérieur est entouré par un corps de blindage anti-neutrons 7.
Comme cela est montré dans la vue en coupe transversale horizontale d'un cœur de la demi-région de la Figure 3, une région de couverture intérieure 33 est disposée dans une forme hexagonale de deux rangées. Un ensemble de barre de commande 36 est disposé dans une région de combustible de cœur 32 en évitant un ensemble de combustible de couverture intérieure (région de couverture intérieure 33) dans lequel la puissance est basse, et une valeur de barre de commande requise est assurée.
La région de combustible de cœur 32 est entourée par une région de couverture
0 radiale 34 et une région de corps de blindage radiale 35 sur le côté extérieur de la région de couverture radiale 34. Comme cela est montré dans la Figure 1 ou la Figure 2A ou la Figure 2B, la longueur efficace du combustible de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (combustible de couverture intérieure 3, 28) est plus courte que celle de l'ensemble de combustible de cœur (combustible de cœur 2, 23).
Une grande partie des neutrons produits lors d'une fission nucléaire est produite dans le combustible de cœur 2, 23. Dans le présent cœur, comme cela est montré dans la Figure 1, le combustible de couverture intérieure (ensemble de combustible de couverture intérieure) 3 est configuré de manière à être plus court (plus bas) que le combustible de cœur (ensemble de combustible de cœur) 2, et la partie supérieure de la surface latérale de l'ensemble de combustible de cœur (combustible de cœur 2) adjacente à l'ensemble de combustible de couverture intérieure (combustible de couverture intérieure 3) est en contact avec le plénum de sodium 4. Par conséquent, en supposant un accident de type ULOF, lorsque la température du sodium coulant à l'intérieur du plénum de sodium 4 augmente et que la densité du sodium diminue ou que le sodium commence à bouillir, la quantité de fuite des neutrons qui entrent en contact avec le plénum de sodium dans la direction latérale augmente en plus de celle dans la direction vers le haut à partir du combustible de cœur 2, et par conséquent la réactivité cavitaire parvient à une valeur sur un côté plus négatif.
En d'autres termes, en rendant le combustible de couverture intérieure 3 plus court (plus bas) que le combustible de cœur 2 (en d'autres termes, en rendant le combustible de cœur 2 plus long que le combustible de couverture intérieure 3), l'aire de surface du combustible de cœur 2 qui est en contact avec le plénum de sodium 4 augmente, et les neutrons produits dans le combustible de cœur 2 peuvent fuir vers le plénum de o sodium 4 plus efficacement.
La section transversale verticale de l'ensemble de combustible est montrée dans la Figure 2A et la Figure 2B. De même, comme cela est décrit ci-dessus, la Figure 2A montre l'ensemble de combustible de cœur, et la Figure 2B montre l'ensemble de combustible de couverture intérieure. En outre, dans le but de faciliter la compréhension de la configuration de chaque ensemble de combustible de la Figure 2A et de la Figure 2B, la section transversale horizontale de chaque ensemble de combustible (section A-A’ de la Figure 2A, et section B-B’ de la Figure 2B) est montrée dans la partie inférieure de chaque dessin.
Le matériau combustible (combustible de cœur) 23 d'un ensemble de combustible de cœur 21 montré dans la Figure 2A est un MOX (Oxyde Mélangé) obtenu en mélangeant de l'oxyde de plutonium (PuOx) avec de l'oxyde d'uranium appauvri (UO2), et la totalité de l'ensemble de combustible de cœur 21 présente un même enrichissement Pu. Le matériau combustible (combustible de couverture intérieure) 28 d'un ensemble de combustible de couverture intérieure 26 montré dans la Figure 2B est l'oxyde d'uranium appauvri (UO2). En outre, la partie inférieure du combustible de cœur 23 est un combustible de couverture axiale inférieure 24, le côté extérieur dans la direction radiale du combustible de cœur 23 est le combustible de couverture radiale 6, et le combustible de deux est l'oxyde d'uranium appauvri (UO2).
La puissance électrique du réacteur est de 750000 kWe, la longueur de cycle de fonctionnement est d'environ 20 mois, et la combustion nucléaire de décharge moyenne du combustible de cœur est d'environ 100 GWd/t sur la base d'un remplacement du combustible tous les quatre lots.
En ce qui concerne la réactivité de la combustion nucléaire, étant donné que
0 l'U238 dans l'uranium appauvri de la couverture intérieure est converti en nucléide fissile tel que le Pu239 qui accompagne la combustion nucléaire, le partage de la puissance de l'ensemble de couverture intérieure augmente graduellement. Par conséquent, la réactivité de la combustion nucléaire devient une valeur aussi basse qu'environ 1$.
Dans le présent exemple, la réactivité cavitaire devient négative parce que la quantité de fuite de neutrons dans la direction de contact avec l'ensemble de couverture intérieure 3, 26 hors de l'ensemble de combustible de cœur 2, 21 augmente comme cela est décrit ci-dessus. Par conséquent, même lorsqu'un accident dans lequel un retrait inapproprié de la barre de commande et une défaillance de type fuite sont combinées (UTOP: Surpuissance Transitoire Non Protégée) est supposé, une augmentation du rendement thermique linéaire dans l'ensemble de combustible dans le voisinage de la barre de commande devient légère, et l'intégrité du combustible est maintenue.
Exemple 2
Un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 2 qui est un autre mode de 10 réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le cœur vont être expliqués en se référant aux Figures 4 à 5B. La Figure 4 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 5A et la Figure 5B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 5A montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur, et la Figure 5B montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure. De même, la Figure 4 correspond à la Figure 1 de l'exemple 1, et la Figure 5 A et la Figure 5B correspondent à la Figure 2A et à la Figure 2B de l'exemple 1, respectivement.
0 Dans un réacteur rapide dans le présent exemple, un combustible métallique (U-Pu-Zr, U-Zr) est utilisé comme combustible. Par rapport au combustible métallique, dans le but de supprimer le gonflement qui accompagne l'irradiation des neutrons, un espace de 25 % en termes de surface de coupe transversale est agencé entre le tube de gainage de barre de combustible et les scories de combustible. Pour réduire cette conductance d'espace et pour améliorer la performance d'évacuation de la chaleur de la barre de combustible, du Na liquide est versé dans l'espace en tant que matériau de liaison. Par conséquent, un plénum gazeux pour maintenir le gaz à l'intérieur du produit de fission (FP) généré lors de la fission nucléaire du combustible de cœur est agencé au niveau de la partie supérieure du combustible (région de plénum gazeux supérieure 42). Par conséquent, l'effet de réduction de la réactivité cavitaire par le plénum de sodium obtenu dans l'exemple est limité.
D'autre part, étant donné que le matériau de refroidissement Na d'une région de plénum gazeux supérieure 42 devient plus chaud que la région de combustible de cœur au io moment d'une ULOF, la réactivité cavitaire de la région de plénum gazeux devient négative. Dans le présent exemple, la réactivité cavitaire négative de la région de plénum gazeux est accrue dans une mesure décrite ci-dessous, et une réduction de la réactivité cavitaire est obtenue.
En d'autres termes, comme cela est montré dans la Figure 4, Figure 5A et la 15 Figure 5B, la longueur efficace du combustible d'un ensemble de combustible de couverture intérieure 54 est rendue plus courte que celle d'un ensemble de combustible de cœur 51, et au contraire la longueur du plénum gazeux (de l'ensemble) du combustible de couverture intérieure 3 est rendue plus longue que celle (de l'ensemble) du combustible de cœur 2.
0 En d'autres termes, la longueur du combustible de couverture intérieure 28 de l'ensemble de combustible de couverture intérieure 54 est rendue plus courte que la longueur d'un combustible métallique de cœur 53 de l'ensemble de combustible de cœur 51 (en d'autres termes, la longueur du combustible métallique de cœur 53 de l'ensemble de combustible de cœur 51 est rendue plus longue que la longueur de combustible de couverture intérieure 28 de l'ensemble de combustible de couverture intérieure 54) comme cela est montré dans la Figure 5A et la Figure 5B, et le combustible de couverture intérieure 3 est rendu plus court que le combustible de cœur 2 (en d'autres termes, le combustible de cœur 2 est rendu plus long que le combustible de couverture intérieure 3) à l'intérieur du cœur 41 de façon similaire à l'exemple 1 comme cela est montré dans la Figure 4.
Par conséquent, les neutrons qui se sont échappés dans la direction latérale à partir d'un plénum gazeux supérieur 42 en contact avec (l'ensemble de) combustible de couverture intérieure 3, 54 hors (de l'ensemble) du combustible de cœur 2, 51, où une grand partie des neutrons fissiles est produite, augmentent, et la réactivité cavitaire diminue.
Dans le présent exemple, étant donné qu'il n'y a pas de plénum de sodium qui reflète du Na au moment du fonctionnement normal, un corps de blindage supérieur 43 est agencé comme cela est montré dans la Figure 4. La forme de la coupe transversale du corps de blindage supérieur (anti-neutrons) est configurée comme un élément de corps de blindage qui présente un grand diamètre, comme cela est désigné par le repère numérique 56 de la Figure 5A et de la Figure 5B, et l'élément de corps de blindage supprime la quantité d'irradiation de neutrons de la structure supérieure à l'intérieur du cœur en utilisant du carbure de bore (B4C).
De même, comme cela est montré dans la Figure 4, par rapport au cœur 41 du présent exemple, chaque ensemble de combustible du combustible de cœur 2 et du combustible de couverture intérieure 3 est configuré de manière à être entouré par la couverture axiale inférieure 5 au côté inférieur, par la couverture radiale 6 à la surface latérale, et par le corps de blindage anti-neutrons 43 au côté supérieur de façon similaire à l'exemple 1.
Exemple 3
Un cœur d'un réacteur rapide d'un exemple 3 qui est encore un autre mode de réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le cœur vont être expliqués en se référant aux Figures 6 à 7B. La Figure 6 est une vue en coupe transversale verticale d'un cœur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 7A et la Figure 7B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 7A montre une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de cœur, et la Figure 7B montre une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure. De même, la Figure 6 correspond à la Figure 1 de l'exemple 1, et la Figure 7A et la Figure 7B correspondent à la Figure 2A et à la Figure 2B de l'exemple 1, respectivement.
Dans un cœur 61 d'un réacteur rapide dans le présent exemple, par rapport au cœur 1 de l'exemple 1 montré dans la Figure 1, une couche de modérateur de neutrons 62 est agencée entre le plénum de sodium 4 et le corps de blindage supérieur 43. Comme matériau modérateur de neutrons, on utilise du nitrure d'yttrium (Υ-Ηχ) qui présente une température de dissociation de l'hydrogène relativement élevée parmi les hydrures de métal.
Au moment de la cavitation du matériau de refroidissement sodium, de nombreux neutrons qui sont entrés en collision avec le corps de blindage supérieur 43 dispersés par un
0 matériau structurel et analogue après s'être échappés vers le haut directement à partir du combustible de cœur 2 ou dans la direction du combustible de couverture intérieure 3 sont absorbés par le B-10 dans le carbure de bore (B4C).
Toutefois, une partie des neutrons est dispersée par un matériau dont la section transversale d'absorption de neutrons n'est pas aussi grande que celle d'un matériau structurel de Fe et analogue et que B-ll dans le corps de blindage supérieur 43, retourne à nouveau vers le combustible de cœur 2, et déclenche une fission nucléaire. Dans le présent exemple, étant donné que les neutrons dispersés comme cela est décrit ci-dessus dans la direction du corps de blindage supérieur 43 entrent en collision avec l'hydrogène H contenu dans la couche de modérateur de neutrons 62 et sont décélérés, le taux d'absorption à l'intérieur du corps de blindage supérieur 43 augmente.
Par conséquent, la réactivité cavitaire diminue. A la lumière des résultats de l'analyse des caractéristiques nucléaires, il a été confirmé que cet effet de réduction de la réactivité cavitaire était d'environ 1$.
Dans chaque exemple décrit ci-dessus, par rapport au combustible du cœur, bien qu'un combustible d'oxyde mélangé (MOX) obtenu en mélangeant de l'oxyde d'uranium appauvri et de l'oxyde de plutonium ou un combustible métallique ait été supposé, la présente invention peut obtenir un effet similaire même dans le cas d'un réacteur rapide qui utilise un combustible de nitrure et d'un réacteur rapide qui utilise un métal lourd liquide, tel que du plomb et du plomb-bismuth, autre que le sodium comme matériau de refroidissement.
De même, la présente invention n'est pas limitée aux exemples décrits cidessus, et inclut plusieurs modifications. Par exemple, les exemples décrits ci-dessus ont été expliqués en détail avec pour objectif une compréhension claire de la présente
0 invention, et ils ne sont pas nécessairement limités à ceux qui incorporent la totalité des configurations expliquées. De même, une partie d'une configuration d'un exemple peut être remplacée par une configuration d'un autre exemple, et une configuration d'un exemple peut être ajoutée à une configuration d'un autre exemple. En outre, en ce qui concerne une partie d'une configuration de chaque exemple, un ajout, une suppression et un remplacement d'autres configurations sont possibles.
LISTE DES REPÈRES NUMÉRIQUES
1.. .cœur de réacteur rapide, 2...combustible de cœur, 3...combustible de couverture intérieure, 4...plénum de sodium, 5...couverture axiale plus basse, 6...couverture radiale (combustible), 7...corps de blindage anti-neutrons, 21...ensemble de combustible de cœur de réacteur rapide, 22...élément de combustible de cœur, 23...combustible de cœur,
24.. .combustible de couverture axiale inférieure, 25...plénum de sodium, 26...ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 27...élément de combustible de couverture intérieure, 28...combustible de couverture intérieure, 29...tube de gainage de combustible, 30...combustible de couverture métallique, 31...demi-section transversale horizontale de cœur de réacteur rapide, 32...région de combustible de cœur, 33...région de couverture intérieure, 34...régi on de couverture radiale, 3 5...régi on de corps de blindage radiale, 36...ensemble de barre de commande, 41...cœur de réacteur rapide, 42...plénum gazeux supérieur (région), 43...corps de blindage supérieur (région), 51...ensemble de combustible de cœur de réacteur rapide, 52...élément de combustible de cœur,
53...combustible de cœur métallique, 54...ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 55...élément de combustible de couverture intérieure,
56.. .corps de blindage supérieur (contre les neutrons), 61...cœur de réacteur rapide,
62.. .couche de modérateur de neutrons, 71...ensemble de combustible de cœur de réacteur rapide, 72...élément de combustible de cœur, 73...combustible de cœur, 74...combustible de couverture axiale inférieure, 75...plénum de sodium, 76...ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 77...élément de combustible de couverture intérieure, 78...combustible de couverture intérieure, 79...tube de gainage de combustible,
201.. .tube d'enveloppement, 211...corps de blindage anti-neutrons, 701...tube d'enveloppement
Claims (15)
- REVENDICATIONS1. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction radiale5 d'un cœur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), une pluralité d'ensembles de combustible de cœur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur (32), comprenant:- un plénum de sodium (4,25,75) au niveau de la partie supérieure de la région 10 d'ensemble de combustible de cœur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), le plénum de sodium (4,25,75) étant constitué d'un tube d'enveloppement (201,701) et de sodium coulant, dans lequel- la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur (32).15 2. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 1, dans lequel l'épaisseur d'un plénum de sodium (4,25,75) sur la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus épaisse que l'épaisseur d'un plénum de sodium (4,25,75) sur la région d'ensemble de combustible de cœur (32).3. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 1 ou 2,
- 2 o dans lequel la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus courte que la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction axiale du cœur (1,31,41,61).
- 4. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la composition principale du matériau combustible de l'ensemble de combustible de cœur (21,51,71) et de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (26,54,76) est l'oxyde d'uranium appauvri.
- 5. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des 5 revendications 1 à 4, dans lequel :- un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est prévu sur le plénum de sodium (4,25,75), et- un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est en outre prévu entre le plénum de sodium (4,25,75) et le corps de blindage anti-neutrons (7,211).10
- 6. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 5, dans lequel le modérateur de neutrons (62) est constitué d'hydrure d'yttrium.
- 7. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction radiale15 d'un cœur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), une pluralité d'ensembles de combustible de cœur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur (32), comprenant un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de2 0 combustible de cœur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), l'élément de combustible métallique comprenant un plénum de sodium (4,25,75) qui est rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement (201,701), dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur (32).
- 8. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 7, dans lequel l'épaisseur d'un plénum gazeux (42) sur la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus épaisse que l'épaisseur d'un plénum gazeux (42) sur la région d'ensemble de combustible de cœur (32).5
- 9. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 7 ou 8, dans lequel la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus courte que la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction axiale du cœur (1,31,41,61).
- 10 10. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des revendications 7 à 9, dans lequel la composition principale du matériau combustible de l'ensemble de combustible de cœur (21,51,71) et de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (26,54,76) est l'oxyde d'uranium appauvri.
- 11. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des15 revendications 7 à 10, dans lequel :- un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est prévu sur l'élément de combustible métallique, et- un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est en outre prévu entre l'élément de combustible métallique et le corps de blindage anti-neutrons (7,211).2 0
- 12. Cœur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 11, dans lequel le modérateur de neutrons (62) est constitué d'hydrure d'yttrium.
- 13. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes suivantes :- disposer une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) en chargeant une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction radiale d'un cœur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de cœur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur (32); et5 - disposer un plénum de sodium (4,25,75) au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), le plénum de sodium (4,25,75) étant constitué d'un tube d'enveloppement (201,701) et de sodium coulant, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur10 de la région d'ensemble de combustible de cœur (32).
- 14. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide selon la revendication 13, dans lequel :- un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est disposé sur le plénum de sodium (4,25,75) , et
- 15 - un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est disposé sur le modérateur de neutrons (62).15. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes suivantes :- disposer une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33)2 0 en chargeant une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de cœur (32) dans la direction radiale d'un cœur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de cœur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de cœur (32); et- disposer un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de cœur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), l'élément de combustible métallique comprenant un plénum gazeux (42) rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement (201,701), dans lequel a hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture5 intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de cœur (32).
- 16. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide selon la revendication 15, dans lequel :- un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est disposé sur 10 l'élément de combustible métallique, et- un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est disposé sur le modérateur de neutrons (62).1/9
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2017086438A JP6862261B2 (ja) | 2017-04-25 | 2017-04-25 | 高速炉の炉心および高速炉の燃料装荷方法 |
| JP2017086438 | 2017-04-25 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR3065573A1 true FR3065573A1 (fr) | 2018-10-26 |
| FR3065573B1 FR3065573B1 (fr) | 2022-09-30 |
Family
ID=63799170
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR1853540A Active FR3065573B1 (fr) | 2017-04-25 | 2018-04-23 | Cœur de reacteur rapide et procede de chargement de combustible de reacteur rapide |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP6862261B2 (fr) |
| FR (1) | FR3065573B1 (fr) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP7176999B2 (ja) * | 2019-04-26 | 2022-11-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料要素、燃料集合体及び炉心 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61231482A (ja) * | 1985-04-08 | 1986-10-15 | 三菱原子力工業株式会社 | 高速増殖炉の炉心 |
| JPH05157865A (ja) * | 1991-12-10 | 1993-06-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 高速炉用燃料集合体 |
| JPH07306282A (ja) * | 1994-05-10 | 1995-11-21 | Hitachi Ltd | 長寿命核種消滅処理用集合体及び原子炉の炉心 |
| JP5586264B2 (ja) * | 2010-02-18 | 2014-09-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速増殖炉の炉心及び高速増殖炉用燃料集合体 |
| FR2961337A1 (fr) * | 2010-06-10 | 2011-12-16 | Electricite De France | Coeur de reacteur a neutrons rapides de configuration perfectionnee. |
| JP2013217832A (ja) * | 2012-04-11 | 2013-10-24 | Toshiba Corp | 高速炉炉心および燃料集合体 |
| CA2839084C (fr) * | 2013-01-17 | 2020-07-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Conceptions de noyau heterogene et combustibles a base de thorium pour reacteurs d'eau lourde |
| JP2016080667A (ja) * | 2014-10-22 | 2016-05-16 | 株式会社東芝 | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 |
| JP6568348B2 (ja) * | 2014-10-27 | 2019-08-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する炉心 |
-
2017
- 2017-04-25 JP JP2017086438A patent/JP6862261B2/ja active Active
-
2018
- 2018-04-23 FR FR1853540A patent/FR3065573B1/fr active Active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR3065573B1 (fr) | 2022-09-30 |
| JP2018185205A (ja) | 2018-11-22 |
| JP6862261B2 (ja) | 2021-04-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2462592B1 (fr) | Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée permettant d'atteindre un cycle d'équilibre au plutonium | |
| EP1913600B1 (fr) | Element combustible de type plaque macrostructuree | |
| BE1006761A3 (fr) | Assemblage de combustibles pour reacteur nucleaire. | |
| FR2763167A1 (fr) | Coeur de reacteur | |
| FR2944643B1 (fr) | Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible | |
| WO2001078080A1 (fr) | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules | |
| FR3027724B1 (fr) | Assemblage combustible destine a etre utilise dans un reacteur a neutrons rapides et coeur de reacteur dans lequel ce dernier est charge | |
| JP5878442B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
| FR2728097A1 (fr) | Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire | |
| FR2962842A1 (fr) | Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible. | |
| FR3057988A1 (fr) | Coeur de reacteur a neutrons rapides | |
| FR3065573A1 (fr) | Cœur de reacteur rapide et procede de chargement de combustible de reacteur rapide | |
| EP3966835B1 (fr) | Assemblage de combustible nucléaire pour réacteur à eau pressurisée et coeur de réacteur nucléaire contenant un tel assemblage | |
| FR2921509A1 (fr) | Assemblage combustible pour reacteur nucleaire a neutrons rapides | |
| WO2022223510A1 (fr) | Pastille de combustible nucléaire intégrant un insert métallique ou alliage métallique conducteur thermique à disques pleins et tige pleine reliant les disques selon l'axe central, crayon et assemblage de combustible nucléaire associés, utilisation en réacteur à eau sous pression (rep) | |
| KR19990072604A (ko) | 복합부재및이를이용한연료집합체 | |
| FR2679062A1 (fr) | Cóoeur de reacteur surgenerateur rapide et assemblage combustible utilise dans un tel cóoeur. | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| JP4351798B2 (ja) | 燃料集合体および原子炉 | |
| FR3122027A1 (fr) | Pastille combustible comprenant un insert métallique perfectionné | |
| Tasneem et al. | KANUPP fuel performance and operational experience | |
| WO2022223387A1 (fr) | Pastille de combustible nucléaire intégrant un insert métallique ou alliage métallique conducteur thermique à section transversale en croix, crayon et assemblage de combustible nucléaire associés, utilisation en réacteur à eau sous pression (rep). | |
| FR3146368A1 (fr) | Réacteur nucléaire à caloporteur liquide et assemblages combustibles solides, intégrant un système d’évacuation de la puissance nominale à bain de métal liquide et à matériau(x) (MCP) pour l’évacuation de la puissance résiduelle en cas accidentel. | |
| FR3146369A1 (fr) | Réacteur nucléaire à caloporteur liquide en convection forcée et assemblages combustibles solides, intégrant un système d’évacuation de la puissance nominale à bain de métal liquide et à matériau(x) (MCP) pour l’évacuation de la puissance résiduelle en cas accidentel. | |
| FR3113333A1 (fr) | Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 3 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 4 |
|
| PLSC | Publication of the preliminary search report |
Effective date: 20211015 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 5 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 6 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 7 |