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WO2024083691A1 - Assemblage de combustible nucléaire à zone fissile de moindre hauteur avec aiguilles élargies, surmontée d'un plénum de métal liquide et d'une plaque absorbant les neutrons, réacteur rnr refroidi par métal liquide associé - Google Patents

Assemblage de combustible nucléaire à zone fissile de moindre hauteur avec aiguilles élargies, surmontée d'un plénum de métal liquide et d'une plaque absorbant les neutrons, réacteur rnr refroidi par métal liquide associé Download PDF

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Publication number
WO2024083691A1
WO2024083691A1 PCT/EP2023/078551 EP2023078551W WO2024083691A1 WO 2024083691 A1 WO2024083691 A1 WO 2024083691A1 EP 2023078551 W EP2023078551 W EP 2023078551W WO 2024083691 A1 WO2024083691 A1 WO 2024083691A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
assembly
neutron
housing
fissile
liquid
Prior art date
Application number
PCT/EP2023/078551
Other languages
English (en)
Inventor
Pierre Sciora
Alessandro PANTANO
Jean-Baptiste DROIN
Original Assignee
Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives filed Critical Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
Publication of WO2024083691A1 publication Critical patent/WO2024083691A1/fr

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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
    • 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
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/44—Fluid or fluent reactor fuel
    • G21C3/52—Liquid metal compositions

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly for a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid metal, in particular liquid sodium called RNR-Na or SFR (English acronym for “Sodium Fast Reactor”) and which is part of the family of so-called reactors. fourth generation.
  • liquid metal in particular liquid sodium called RNR-Na or SFR (English acronym for “Sodium Fast Reactor”) and which is part of the family of so-called reactors. fourth generation.
  • the fuel assemblies covered by the invention can also be used in a nuclear reactor of the integrated type, that is to say for which the primary sodium circuit with pumping means is completely contained in a tank also containing exchangers of heat, than in a loop type reactor, that is to say for which the intermediate heat exchangers and the means for pumping the primary sodium are located outside the tank.
  • fuel assembly is meant an assembly comprising fuel elements and loaded and/or unloaded into/from a nuclear reactor.
  • RNR-Na or SFR type fuel assembly is meant a fuel assembly adapted to be irradiated in a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid sodium called RNR-Na or SFR.
  • hexagonal tube we mean a tube whose cross section is regular hexagonal.
  • homogeneous core we mean a core of a fast neutron reactor into which only fissile fuel assemblies are introduced.
  • a heterogeneous core is a core into which one (or more) fully or partially fertile fuel assemblies are introduced.
  • Fuel assemblies intended for use in liquid sodium-cooled fast neutron reactors have a particular mechanical structure in particular to allow liquid sodium to pass through them.
  • PPS superior neutron protection device
  • the portions 11, 12 form the same tubular envelope 10 or housing of identical hexagonal section over its entire height.
  • the head 11 of the assembly has a central opening 110 opening into it and used for its handling.
  • the central portion 12 of an assembly comprises a plurality of nuclear fuel needles.
  • Each needle 100 is in the form of a sealed cylindrical steel sheath tube closed at both ends by a welded cap inside which is stacked a column 14 of fissile fuel pellets within which the reactions take place. nuclear weapons that release heat. All columns 14 define what is usually called the fissile zone which is approximately located halfway up an assembly 1. This fissile zone 12 can have a height H equal to 1 m.
  • the external diameter ⁇ I> of the needles can be around 9.5mm.
  • the sheath of the needles 100 thus constitutes the first containment barrier whose integrity it is very important to preserve by protecting it from external attacks such as mechanical shocks/constraints or excessive temperatures.
  • the assembly 1 finally comprises a lower portion 13 forming the foot of the assembly, in the extension of the housing 10.
  • the foot 13 of the assembly has a distal end 15 in the shape of a cone or rounded so that it can be inserted vertically in the candles of the bed base (support) of a reactor core.
  • the foot 13 of the assembly has at its periphery openings 16 opening into it.
  • the base is a box forming a primary sodium reservoir under pressure which it distributes to all of the assemblies via the openings in the foot 13.
  • the primary sodium can circulate inside the housing 10 of the assembly 1 and thus convey by thermal conduction the heat released by the fuel needles.
  • the sodium is thus introduced through the openings 16 of the foot 13 and exits through the central opening 110 of the head 11, after passing through the bundle of fuel needles.
  • the flow of sodium heat transfer enters the assembly foot 13 through the openings 16, passes through the bundle of needles 100 and the PNS before exiting through the assembly head 11 .
  • the foot 16 integrates within it a so-called deprimogenic system, constituted by a more or less porous element 17 which generates pressure losses and makes it possible to adjust the flow of sodium passing through the assembly.
  • All the assemblies of the same reactor are arranged vertically on a base to form a compact hexagonal mesh network core.
  • the assemblies in position on the bed base are spaced from each other at the level of their body, typically a few mm between the facing faces of two adjacent hexagonal section boxes.
  • a safety issue is linked to behavior that an FNR-Na reactor core with high power, typically greater than 1000 MW thermal, could have in a situation of prevention and mitigation of serious accidents, i.e. inducing partial or total melting of the heart.
  • the initiation phase which begins at the instant of occurrence of the initiating event, while the reactor is in normal operating mode, and which ends at the start of the degradation of the fuel pins;
  • phase which begins with the initiation of needle degradation, and which ends with the rupture of the first hexagonal tube (TH) of an assembly within the heart.
  • This phase is characterized by mainly axial movements of molten materials in the degraded assemblies, the core retaining its overall geometry;
  • transition phase which corresponds to the loss of integrity of the TH, resulting either from their fusion or from their loss of mechanical properties.
  • This phase is in fact the site of a transition between the axial relocation of the melted materials in each assembly, and the radial propagation of the degraded materials between the different assemblies;
  • This mechanical energy can come from:
  • heterogeneous cores The main specificity of heterogeneous cores is that the neutron counter-reaction linked to the expansion or emptying of sodium in the core is generally very weak, or even negative, unlike homogeneous cores. Consequently :
  • management of the molten fuel may be required.
  • Figures 3 and 3A show a heterogeneous CHe core, of the CFV type as it was envisaged in the ASTRID reactor project.
  • the heterogeneous core CHe essentially comprises three parts: an internal core part CI, surrounded by an external core part CE, itself surrounded by a neutron reflector RE.
  • the internal core part CI comprises fuel assemblies 1' with a fissile zone surmounted by a fertile zone and surmounting another fertile zone.
  • the external core part CE comprises fuel assemblies 1 with only fissile zone 12 like those illustrated in Figures 1 to 2B.
  • safety bars 2 and control bars 3 are installed within the internal core part CI.
  • the entirety of the fuel assemblies 1, 1' defines exclusively fissile columns ZFi in the part of the external core CE and fissile columns ZFi and fertile CFe, ZFe in layers.
  • the height of the fissile column ZFi of the outer core part CE is equal to 90 cm, while the cumulative height of the two fissile columns ZFi and of the fertile column Zfe between the two is equal to 80 cm.
  • the heterogeneous core includes a reflector RE present around and on the underside of both the CE and CI parts, a neutron absorber zone ZA and a liquid sodium plenum PLE present on the underside of both the parts CE and CI, with a portion of the plenum on the internal side of the part CE.
  • Heterogeneous CH cores generate new problems, particularly due to the need for a median fertile plate in each assembly 1' which will define the fertile column ZFe. These issues are in particular the manufacturability of the fuel column (fissile and fertile), the thermomechanical resistance during the accident sequence, etc.
  • the threshold can be a flow rate less than 40% for a hydraulically triggered bar, a temperature greater than 650°C for a thermal fuse.
  • Devices whose actuation depends on the inlet pressure of the heart also make it possible to move free levels of absorbent liquid materials, such as lithium.
  • the addition of such systems necessarily brings complexity to the reactor as a whole.
  • a homogeneous core CHo also includes an internal core part CI, surrounded by an external core part CE and a neutron reflector RE which surrounds the part CE and is also present below and above the two parts CE, CI.
  • the two parts, internal core CI and external core CE exclusively comprise fuel assemblies 1 with only fissile zone 12 like those illustrated in Figures 1 to 2B.
  • the aim of the invention is to meet this need.
  • the invention relates to a nuclear fuel assembly with a longitudinal axis comprising:
  • each needle comprising a sheath housing a column of stacked pellets of exclusively fissile fuel, the height of the fissile column being less than or equal to 65 cm, the external diameter of the sheath of the needles being greater than or equal to 9 mm,
  • an assembly body comprising a housing in the form of a closed hexagonal tube sealed against a heat transfer liquid intended to pass through the bundle of needles, the central portion of the housing enveloping the bundle of needles, while the upper portion forming the assembly head houses an upper neutron protection device filled with neutron absorbent material, the housing further comprising an intermediate portion defining a plenum volume intended to be filled with the heat transfer liquid,
  • the needles each house a single column of exclusively fissile fuel pellets.
  • the height of the fissile column can be less than or equal to 60cm.
  • the needle sheath diameter can be greater than 10mm.
  • needles with a height H1 of fissile column equal to 60 cm for an external diameter DI of sheath equal to 10mm.
  • the superior neutron protection device consists of a plate made of at least one neutron absorption material chosen from boron carbide (B4C), more or less enriched in 10B, metallic hafnium, a refractory boride type material, for example HfB2 and TiB2, europium hexaboride EUB ⁇ OR EU2O3.
  • B4C boron carbide
  • 10B metallic hafnium
  • a refractory boride type material for example HfB2 and TiB2
  • europium hexaboride EUB ⁇ OR EU2O3 europium hexaboride EUB ⁇ OR EU2O3.
  • the invention essentially consists of producing a fuel assembly for a liquid metal-cooled FNR reactor, with a combination of four new characteristics compared to known assemblies, namely:
  • Another advantage of the invention is the simplification of the safety approach and therefore of the sizing of primary components, in particular of the reactor vessel.
  • the invention finally relates to a nuclear installation comprising a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid metal, in particular liquid sodium called RNR-Na (or SFR) and comprising a homogeneous core housing a plurality of nuclear fuel assemblies as described above.
  • RNR-Na liquid sodium
  • the invention makes it possible to avoid the use of additional safety systems (bars passively triggered by a drop in pressure, fuses, etc.) which add complexity to the project.
  • the nuclear core of the reactor of a nuclear installation can be free of additional safety devices dedicated to mitigating the consequences of a ULOF accident.
  • Figure 1 is an external perspective view of a state-of-the-art fuel assembly, already used in a sodium-cooled nuclear reactor FNR-Na.
  • FIG 2 is a perspective view of a fuel assembly according to the state of the art, conventionally used in an FNR-Na nuclear reactor.
  • Figure 2A is a longitudinal sectional view of the fuel assembly according to Figure 2.
  • Figure 2B is a cross-sectional view at the level of the needle bundle of the fuel assembly according to Figure 2.
  • FIG 3 is a schematic top view of a heterogeneous core of an FNR-Na reactor, as it was envisaged within the framework of the ASTRID project.
  • Figure 3A is a schematic longitudinal half-section view of elements, in so-called “R-Z” representation, of the heterogeneous core according to Figure 3.
  • Figure 4 is a schematic top view of a homogeneous core of an FNR-Na reactor.
  • Figure 4A is a schematic view in longitudinal half-section, in RZ representation, of the homogeneous heart according to Figure 4.
  • Figure 5 A is a schematic view in longitudinal section of a fuel assembly for an FNR-Na reactor according to the invention.
  • Figure 5B is a cross-sectional view at the level of the needle bundle of the fuel assembly according to Figure 5A.
  • the housing 10 assembly 1 also houses between the fissile column 12 and the head of the assembly, a plate of neutron absorbent material 17, such as B4C, and comprises an intermediate portion 18 defining a plenum volume intended to be filled with sodium liquid.
  • each fuel needle 100 has an external diameter ⁇ b l enlarged compared to that ⁇ I> of an assembly of Figures 1 to 2B.
  • This diameter ⁇ b l may be equal to 10 mm or more.
  • the height H1 of the fissile column 12 has a lower height H1 compared to that H of an assembly of Figures 1 to 2B.
  • This height H1 can be equal to 60 mm or less.

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

L'invention concerne un assemblage de combustible nucléaire (1) comportant : - un faisceau d'aiguilles (100) de combustible nucléaire, chaque aiguille comprenant une gaine logeant une colonne (14) exclusivement fissile, la hauteur de la colonne étant inférieure ou égale à 65 cm, le diamètre externe de gaine des aiguilles étant supérieur ou égal à 9 mm, - un corps d'assemblage comportant un boîtier (10) sous la forme d'un tube hexagonal fermé et étanche à un liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau, la portion centrale (12) du boîtier enveloppant le faisceau, tandis que la portion supérieure (11) formant la tête d'assemblage loge un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) rempli de matériau absorbant neutronique, le boîtier comprenant une portion intermédiaire définissant un volume de plénum, - une portion inférieure formant le pied de l'assemblage, dans le prolongement du boîtier, le pied étant adapté pour laisser passer le liquide caloporteur traversant l'assemblage.

Description

Description
Titre : Assemblage de combustible nucléaire à zone fissile de moindre hauteur avec aiguilles élargies, surmontée d’un plénum de métal liquide et d’une plaque absorbant les neutrons, Réacteur RNR refroidi par métal liquide associé.
Domaine technique
La présente invention concerne un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») et qui fait partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération.
Les assemblages combustibles visés par l’invention peuvent être aussi bien utilisés dans un réacteur nucléaire de type intégré, c’est-à-dire pour lequel le circuit primaire de sodium avec des moyens de pompage est totalement contenu dans une cuve contenant également des échangeurs de chaleur, que dans un réacteur de type à boucles, c’est-à-dire pour lequel les échangeurs intermédiaires de chaleur et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve.
Par « assemblage combustible », on entend un ensemble comprenant des éléments combustibles et chargé et/ou déchargé dans/depuis un réacteur nucléaire.
Par « assemblage combustible de type RNR-Na ou SFR », on entend un assemblage combustible adapté pour être irradié dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR.
Par « tube hexagonal », on entend un tube dont la section transversale est hexagonale régulière.
Par « cœur homogène », on entend un cœur d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel sont introduits des assemblages combustibles uniquement fissiles. A contrario, un « cœur hétérogène » est un cœur dans lequel est (sont) introduit(s) un (ou plusieurs) assemblages combustibles entièrement ou partiellement fertiles.
Bien que décrite en référence à l’application principale visée, à savoir un réacteur RNR-Na (caloporteur sodium), l’invention s’applique à tout type de RNR refroidi par du métal liquide (plomb, plomb-bismuth, etc.). Technique antérieure
Les assemblages combustibles destinés à être utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium liquide (RNR-Na), présentent une structure mécanique particulière afin notamment de laisser passer le sodium liquide en leur sein.
On a représenté en figures 1 à 2B, un assemblage combustible 1 classiquement utilisé dans au moins une partie d’un réacteur nucléaire RNR-Na.
Un tel assemblage 1 de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d’abord un tube ou boitier 10 à section hexagonale, fermé et étanche sur le pourtour, dont la portion supérieure 11 forme la tête de préhension de l’assemblage et peut loger un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), et dont la portion centrale 12 enveloppe des aiguilles de combustible 100.
Les portions 11, 12 forment une même enveloppe tubulaire 10 ou boîtier de section hexagonale identique sur toute sa hauteur. La tête 11 de l’assemblage comporte une ouverture centrale 110 débouchant en son sein et utilisée pour sa manutention.
La portion centrale 12 d’un assemblage comprend une pluralité d’aiguilles de combustible nucléaire. Chaque aiguille 100 se présente sous la forme d’un tube de gaine cylindrique étanche en acier et fermé aux deux extrémités par un bouchon soudé à l’intérieur de laquelle est empilée une colonne 14 de pastilles de combustible fissile au sein desquelles se produisent les réactions nucléaires qui dégagent de la chaleur. Toutes les colonnes 14 définissent ce que l’on dénomme usuellement la zone fissile qui est approximativement située à mi-hauteur d’un assemblage 1. Cette zone fissile 12 peut présenter une hauteur H égale à 1 m. Le diamètre externe <I> des aiguilles peut être de l’ordre de 9,5mm. La gaine des aiguilles 100 constitue ainsi la première barrière de confinement dont il est très important de préserver l’intégrité en la protégeant des agressions extérieures telles que des chocs/contraintes mécaniques ou des températures excessives.
L’assemblage 1 comprend enfin une portion inférieure 13 formant le pied de l’assemblage, dans le prolongement du boîtier 10. Le pied 13 de l’assemblage présente une extrémité distale 15 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré à la verticale dans les chandelles du sommier (support) d’un cœur de réacteur. Le pied 13 de l’assemblage comporte à sa périphérie des ouvertures 16 débouchant en son sein. Ainsi, en configuration installée d’un assemblage combustible, c’est-à-dire en position chargée dans un cœur de réacteur, le pied 13 d’un assemblage 1, de forme mâle, est inséré dans une ouverture du sommier du réacteur en maintenant ainsi l’assemblage 1 dans ce dernier avec son axe longitudinal X à la verticale. On précise que le sommier est un caisson formant un réservoir de sodium primaire sous pression qu’il distribue à l’ensemble des assemblages via les ouvertures dans le pied 13.
Le sodium primaire peut circuler à l’intérieur du boîtier 10 de l’assemblage 1 et ainsi véhiculer par conduction thermique la chaleur dégagée par les aiguilles de combustible. Le sodium est ainsi introduit par les ouvertures 16 du pied 13 et sort par l’ouverture centrale 110 de la tête 11, après avoir traversé le faisceau d’aiguilles combustibles. Autrement dit, comme symbolisé par les flèches en figure 2A, le débit de caloporteur sodium entre dans le pied d’assemblage 13 par les ouvertures 16, traverse le faisceau d’aiguilles 100 et la PNS avant de ressortir par la tête 11 d’assemblage. Le pied 16 intègre en son sein un système dit déprimogène, constitué par un élément plus ou moins poreux 17 qui génère des pertes de charges et permet de régler le débit du sodium traversant l’assemblage.
Tous les assemblages d’un même réacteur sont agencés verticalement sur un sommier pour former un cœur à réseau compact à maille hexagonale.
Les assemblages en position sur le sommier sont espacés les uns des autres au niveau de leur corps, typiquement de quelques mm entre les faces en regard de deux boîtiers à section hexagonale adjacents.
Il est à noter que tous les réacteurs RNR-Na en étude, construction ou fonctionnement dans le monde, utilisent des assemblages ayant pour boîtier un tube hexagonal fermé (TH), tel que décrit ci-avant, qui constitue la référence depuis l’origine de cette filière nucléaire dans les années 60.
Une problématique de sûreté est liée à un comportement qu’un cœur de réacteur RNR-Na d’une forte puissance, typiquement supérieure à 1000 MW thermique, pourrait avoir en situation de prévention et mitigation d’accidents graves c’est-à-dire induisant une fusion partielle ou totale du cœur.
Aussi les accidents graves sont étudiés afin de garantir des rejets radiologiques acceptables, et ce dès la phase de conception d’un réacteur. Les RNR-Na n’étant pas dans leur configuration la plus réactive en fonctionnement normal, la puissance peut augmenter drastiquement en cas d’accident grave. La fusion du cœur et les relocalisations de gaines ou de combustible peuvent en effet conduire à des rejets radioactifs dans l’environnement.
Par conséquent, la démonstration de sûreté d’un réacteur RNR-Na doit prouver le bon comportement du réacteur en cas d’accident grave et que suite à un tel accident, le réacteur peut être ramené et maintenu dans un état sécurisé.
Pour étudier un accident grave dans un RNR-Na, le déroulement de la séquence accidentelle est généralement découpé schématiquement en plusieurs phases comme suit :
- la phase d’initiation, qui débute à l’instant d’occurrence de l’évènement initiateur, alors que le réacteur est en régime de fonctionnement normal, et qui se termine au début de la dégradation des aiguilles de combustible ;
- la phase primaire, qui débute à l’initiation de la dégradation des aiguilles, et qui se termine à la rupture du premier tube hexagonal (TH) d’un assemblage au sein du cœur. Cette phase est caractérisée par des mouvements majoritairement axiaux de matériaux fondus dans les assemblages dégradés, le cœur conservant sa géométrie d’ensemble ;
- la phase de transition, qui correspond à la perte d’intégrité des TH, résultant soit de leur fusion, soit de leur perte de propriétés mécaniques. Cette phase est en fait le siège d’une transition entre la relocalisation axiale des matériaux fondus dans chaque assemblage, et la propagation radiale des matériaux dégradés entre les différents assemblages ;
- la phase secondaire, pendant laquelle se forment un ou plusieurs bains fondus de grande dimension dans le cœur dégradé, pouvant être le siège de criticités réitérées ;
- la phase de relocalisation et de refroidissement pendant laquelle une partie de l’inventaire des matériaux du cœur est relocalisée jusqu’au récupérateur de matières fondues, dont il faut assurer le refroidissement.
L’occurrence d’un accident grave peut résulter de différents évènements initiateurs. Pour des cœurs de grandes tailles (forte puissance), des études ont conduit à retenir comme initiateur de référence la séquence de perte de débit primaire sans chute des barres d’arrêt d’urgence (acronyme anglo-saxon ULOF pour « Unprotected Loss Of Flow »). Un objectif que se sont fixés les inventeurs est de concevoir un cœur de réacteur RNR-Na qui, en situation d’accident grave, c’est-à-dire de fusion généralisée du combustible, ne conduit pas à un dépôt d’énergie mécanique i.e. à la libération d’une énergie mécanique à des niveaux susceptibles d’endommager ou de nuire à l’intégrité des barrières de confinement radiologique, en particulier pour ce qui concerne la deuxième barrière (la cuve principale).
Cette énergie mécanique peut provenir de:
- l’interaction énergétique entre le combustible fondu et le sodium primaire liquide (phénomène appelé FCI, acronyme anglo-saxon pour « Fuel-Coolant Interaction »), interaction à l’origine d’une vaporisation soudaine du sodium liquide et de la propagation d’une onde de pression dans le circuit primaire du réacteur ;
- la vaporisation du combustible fondu, liée à une augmentation soudaine de la puissance du réacteur pour des raisons d’emballement de la réaction nucléaire en chaîne, par exemple du fait de la vidange du sodium, la vidange d’acier ou la compaction axiale du cœur de réacteur.
Dans les deux cas, l’onde de pression provoquée est susceptible de nuire à l’intégrité de la cuve principale et de la dalle surmontant cette cuve, qui sont des composants constituant l’essentiel de la deuxième barrière de confinement des produits radiologiques.
Cet objectif peut être résolu en mettant en œuvre un cœur hétérogène qui va, par conception, limiter le niveau d’énergie mécanique libérée. On peut citer ici les cœurs hétérogènes connus sous la dénomination « Cœur à Faible effet de Vidange » (CFV) ou encore celui décrit dans la demande de brevet FR2961337.
La principale spécificité des cœurs hétérogènes est que la contre-réaction neutronique liée à la dilatation ou à la vidange du sodium dans le cœur est globalement très faible, voire négative, contrairement aux cœurs homogènes. En conséquence :
- la phase d’initiation est beaucoup plus longue pour les coeurs hétérogènes que pour les coeurs homogènes. En cas d’ébullition, celle-ci n’entraîne pas d’excursion de puissance primaire, ni de libération de l’énergie mécanique associée à la détente du combustible qui découle de cette excursion, mais fait au contraire chuter la puissance totale du cœur. Selon les conditions de puissance, cette ébullition peut même se stabiliser dans les structures supérieures, auquel cas la séquence accidentelle s’arrête avant même la fusion du cœur ;
- si la fusion du cœur se produit, la puissance est largement plus faible que pour un cœur homogène, et cette fusion est beaucoup plus tardive. La possibilité d’interaction entre combustible fondu et sodium liquide (FCI) est donc largement diminuée, puisque le sodium est déjà vaporisé au moment de la fusion du combustible, contrairement à ce qui se passe dans un cœur homogène.
Quel que soit le type de cœur, la gestion du combustible fondu (contrôle de la réactivité, refroidissement) peut être à prévoir.
On a représenté aux figures 3 et 3A, un cœur hétérogène CHe, de type CFV tel qu’il a été envisagé dans le projet de réacteur ASTRID.
Le cœur hétérogène CHe comprend essentiellement trois parties : une partie de cœur interne CI, entourée d’une partie de cœur externe CE, elle-même entourée d’un réflecteur neutronique RE.
La partie de cœur interne CI comprend des assemblages combustibles 1’ à zone fissile surmontée d’une zone fertile et surmontant une autre zone fertile.
La partie de cœur externe CE comprend des assemblages combustibles 1 à zone uniquement fissile 12 comme ceux illustrés aux figures 1 à 2B.
Par ailleurs, des barres de sécurité 2 et des barres de contrôle 3 sont implantées au sein de la partie de cœur interne CI.
L’intégralité des assemblages combustibles 1, 1’ définit des colonnes fissiles exclusivement fissiles ZFi dans la partie du cœur externe CE et des colonnes fissiles ZFi et fertiles CFe, ZFe en couches. Typiquement, la hauteur de la colonne fissile ZFi de la partie cœur externe CE est égale à 90cm, tandis que la hauteur cumulée des deux colonnes fissiles ZFi et de la colonne fertile Zfe entre les deux est égale à 80 cm.
Comme montré, le cœur hétérogène comprend un réflecteur RE présent autour et sur le dessous à la fois des parties CE et CI, une zone d’absorbant neutronique ZA et un plénum de sodium liquide PLE présent à la fois sur le dessous à la fois des parties CE et CI, avec une portion du plénum sur le côté interne de la partie CE.
Les cœurs hétérogènes CH engendrent des problématiques nouvelles, notamment du fait de la nécessité d’une plaque fertile médiane dans chaque assemblage 1 ’ qui va définir la colonne fertile ZFe. Ces problématiques sont en particulier la fabricabilité de la colonne de combustible (fissile et fertile), la tenue thermomécanique pendant la séquence accidentelle...
Pour atteindre l’objectif visé, au lieu d’envisager des cœurs hétérogènes, on peut ajouter des systèmes supplémentaires. Il est ainsi possible d’utiliser des barres de sûreté à déclenchement passif, qui permettent d’insérer des absorbants neutroniques suite au dépassement d’un seuil. Par exemple, le seuil peut être un débit inférieur à 40% pour une barre à déclenchement hydraulique, une température supérieure à 650°C pour un fusible thermique. Des dispositifs dont l’actionnement est dépendant de la pression en entrée du cœur permettent également de déplacer des niveaux libres de matériaux liquides absorbants, tels que du lithium. Cependant, l’ajout de tels systèmes apportent nécessairement de la complexité au réacteur dans sa globalité.
On a représenté aux figures 4 et 4 A un cœur de réacteur dit homogène CHo.
A l’instar d’un cœur hétérogène CH, un cœur homogène CHo comprend également une partie de cœur interne CI, entourée d’une partie de cœur externe CE et un réflecteur neutronique RE qui entoure la partie CE et est également présent en-dessous et au-dessus des deux parties CE, CI.
Les deux parties, cœur interne CI et cœur externe CE comprennent exclusivement des assemblages combustibles 1 à zone uniquement fissile 12 comme ceux illustrés aux figures 1 à 2B.
Pour les cœurs homogènes CHo, tels qu’ils sont envisagés à ce jour, l’absence de dépôt d’énergie mécanique pendant une séquence accidentelle ne peut être démontrée. En effet, l’énergie mécanique déposée est calculée dans des conditions dites « best-estimate » (c’est- à-dire en suivant une méthodologie considérée comme la référence dans le domaine de l’étude des accidents impliquant la fusion généralisée du cœur, qui ne nécessite pas de considérer des incertitudes pénalisantes pour l’étude du transitoire), puis comparée à une valeur seuil de dimensionnement, par exemple égale à 800 MJ pour le réacteur Superphénix, évaluée dans le cadre d’une démarche de sûreté spécifique et enveloppe. Dans cette démarche, on considère des incertitudes pénalisantes afin de s’assurer d’englober l’ensemble de la variabilité possible d’un tel transitoire. Les cœurs homogènes tels qu’ actuellement envisagés ne peuvent atteindre l’objectif susvisé d’absence de dépôt d’énergie mécanique pendant toute la séquence accidentelle.
Il existe donc un besoin pour améliorer encore les réacteurs nucléaires de type RNR refroidis par métal liquide, notamment afin d’atteindre l’objectif d’absence de dépôt d’énergie mécanique dommageable pour les structures pendant toute une séquence accidentelle (phase primaire et secondaire) et ce, en s’affranchissant des problématiques des cœurs hétérogènes, et en n’ayant pas recours à des systèmes supplémentaires.
Le but de l’invention est de répondre à ce besoin.
Exposé de l’invention
Pour ce faire, l’invention concerne un assemblage de combustible nucléaire d’axe longitudinal comportant :
- un faisceau d’aiguilles de combustible nucléaire, chaque aiguille comprenant une gaine logeant une colonne de pastilles empilées de combustible exclusivement fissile, la hauteur de la colonne fissile étant inférieure ou égale à 65 cm, le diamètre externe de gaine des aiguilles étant supérieur ou égal à 9 mm,
- un corps d’assemblage comportant un boitier sous la forme d’un tube hexagonal fermé et étanche à un liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau d’aiguilles, la portion centrale du boitier enveloppant le faisceau d’aiguilles, tandis que la portion supérieure formant la tête d’assemblage loge un dispositif de protection neutronique supérieure rempli de matériau absorbant neutronique, le boitier comprenant en outre une portion intermédiaire définissant un volume de plénum destiné à être rempli du liquide caloporteur,
- une portion inférieure formant le pied de l’assemblage, dans le prolongement du boitier, le pied étant adapté pour laisser passer le liquide caloporteur traversant l’assemblage.
Les aiguilles logent chacune une unique colonne de pastilles de combustible exclusivement fissile.
La hauteur de la colonne fissile peut être inférieure ou égale à 60cm.
Le diamètre de gaine des aiguilles peut être supérieur à 10mm.
Plusieurs dimensions d’aiguilles peuvent être envisagées dans le cadre de l’invention. On peut avoir ainsi des aiguilles de hauteur H1 de colonne fissile égale à 60 cm pour un diamètre externe DI de gaine égal à 10mm.
On peut avoir aussi des aiguilles plus importantes de hauteur H1 de colonne fissile égale à 65 cm pour un diamètre externe DI de gaine égal à 13mm.
A contrario, on peut envisager des aiguilles moins importantes de hauteur H1 de colonne fissile égale à 55 cm pour un diamètre externe DI de gaine égal à 9mm. Ces aiguilles moins importantes peuvent être dédiés à des cœurs de réacteur de moindre puissance. Par exemple, il peut s’agir de réacteurs d’une puissance de l’ordre de 100 MW thermique.
Selon un mode de réalisation avantageux, le dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) est constitué d’une plaque en au moins un matériau d’absorption neutronique choisi parmi le carbure de bore (B4C), plus ou moins enrichi en 10B, l'hafnium métallique, un matériau de type borure réfractaire, par exemple le HfB2 et du TiB2, l'hexaborure d'europium EUBÔ OU le EU2O3.
Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser un assemblage de combustible pour un réacteur RNR refroidi au métal liquide, avec une combinaison des quatre caractéristiques nouvelles par rapport aux assemblages connus, à savoir :
- la présence d’un plenum sodium au-dessus du faisceau d’aiguilles ;
- l’implantation d’un dispositif d’absorption neutronique de préférence sous la forme d’une plaque absorbante ;
- une hauteur de colonne fissile réduite, avantageusement inférieure ou égale à 60 cm ;
- des aiguilles de diamètre élargi, avantageusement de l’ordre de 1 cm ou plus.
Ces quatre caractéristiques cumulées permettent ainsi de s’opposer aux principaux phénomènes aggravants que l’on rencontre en accident grave, à savoir respectivement la vidange du sodium, la vidange d’acier et la compaction axiale du cœur de réacteur.
Jusqu’à présent, aucune solution proposée ne permettait de répondre à une absence de dépôt d’énergie mécanique pendant toute la séquence accidentelle d’un réacteur RNR.
Certains cœurs homogènes ont été proposés avec des assemblages avec seulement trois des quatre caractéristiques énoncées. En particulier, la hauteur de la colonne fissile a toujours été maintenue à une valeur trop élevée, typiquement au-dessus de 70 cm ; pour des besoins de performance (teneur Pu, réserve de réactivité, pilotage etc.) et, pour les mêmes raisons, une réduction de cette hauteur n’a jamais été associée à une réduction de la puissance volumique via l’utilisation d’aiguilles de diamètre important.
Par ailleurs, si la mise en œuvre d’un plénum sodium a déjà été combinée avec une plaque absorbante neutronique, elle ne permet pas de répondre intégralement à la problématique de la séquence ULOF pour les cœurs de puissance industrielle. Jusqu’à ce jour, le choix d’un homme du métier se portait donc nécessairement sur l’ajout de systèmes de sûreté complémentaires et spécifiques qui complexifient le design et le fonctionnement du réacteur.
La baisse de la hauteur de la colonne fissile est connue en elle-même pour permettre une amélioration du comportement accidentel en séquence ULOF, mais cela n’a jamais été retenu pour les cœurs de forte puissance.
Le choix d’implanter des aiguilles de diamètre élargi et donc de réduire la fraction de sodium dans l’assemblage va encore à l’encontre des choix naturels d’un homme du métier orientés vers des performances, qui complexifie d’autres aspects (pilotage, dimensionnement cuve...).
L’augmentation de la hauteur de colonne fissile et la réduction du diamètre des aiguilles n’a donc jamais été retenu jusqu’à présent pour un cœur de forte puissance avec plénum et plaque absorbante neutronique.
Ainsi, en se focalisant sur la sûreté, qui est devenu l’objectif prioritaire des cœurs de réacteur RNR actuels, les inventeurs ont vaincu un préjugé en proposant une combinaison des quatre caractéristiques qu’un homme du métier s’était jusqu’alors interdit.
Un autre avantage de l’invention est la simplification de la démarche de sûreté et donc du dimensionnement de composants primaires, en particulier de la cuve de réacteur.
L’invention concerne enfin une installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment du sodium liquide dit RNR-Na (ou SFR) et comprenant un cœur homogène logeant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire tel que décrit ci-avant. L’invention permet d’éviter le recours à des systèmes de sûreté complémentaires (barres à déclanchement passif par une baisse de pression, fusibles, ....) qui ajoutent de la complexité au projet.
Ainsi, selon l’invention, le cœur nucléaire du réacteur d’une installation nucléaire peut être exempte de dispositifs de sûreté complémentaires dédiés à l’atténuation des conséquences d’un accident d’ULOF.
On peut envisager d’appliquer l’invention à un cœur de forte puissance et donc de volume important, typiquement supérieur à 1 m3.
En outre, une plus faible hauteur fissile permet d’avoir des assemblages plus petits, faciles à fabriquer, transporter et manutentionner car de plus faible puissance.
D’autres avantages et caractéristiques ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée, faite à titre illustratif et non limitatif, en référence aux figures suivantes.
Brève description des dessins
[Fig 1] la figure 1 est une vue externe en perspective d’un assemblage combustible selon l’état de l’art, déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium RNR-Na.
[Fig 2] la figure 2 est une vue en perspective d’un assemblage combustible selon l’état de l’art, classiquement utilisé dans un réacteur nucléaire RNR-Na.
[Fig 2A] la figure 2A est une vue en coupe longitudinale de l’assemblage combustible selon la figure 2.
[Fig 2B] la figure 2B est une vue en coupe transversale au niveau du faisceau d’aiguilles de l’assemblage combustible selon la figure 2.
[Fig 3] la figure 3 est une vue schématique de dessus d’un cœur hétérogène d’un réacteur RNR-Na, tel qu’il a été envisagé dans le cadre du projet ASTRID.
[Fig 3A] la figure 3A est une vue schématique en demi-coupe longitudinale d’éléments, en représentation dite « R-Z », du cœur hétérogène selon la figure 3.
[Fig 4] la figure 4 est une vue schématique de dessus d’un cœur homogène d’un réacteur RNR-Na. [Fig 4A] la figure 4A est une vue schématique en demi-coupe longitudinale, en représentation R-Z, du cœur homogène selon la figure 4.
[Fig 5 A] la figure 5 A est une vue schématique en coupe longitudinale d’un assemblage combustible pour réacteur RNR-Na selon l’invention..
[Fig 5B] la figure 5B est une vue en coupe transversale au niveau du faisceau d’aiguilles de l’assemblage combustible selon la figure 5A.
Description détaillée
Par souci de clarté, les mêmes éléments sont désignés par les mêmes références numériques selon l’état de l’art et selon l’invention.
On précise que dans l’ensemble de la demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence à un assemblage combustible tels qu’il est en configuration verticale dans un réacteur nucléaire.
Les figures 1 à 4A relatives à l’état de l’art ont déjà été commentées en préambule. Elles ne le seront donc pas ci-après.
A la différence d’un assemblage 1 d’axe longitudinal (X) tel que celui de l’état de l’art décrit en référence aux figures 1 à 2B, le boîtier 10 assemblage 1 selon l’invention tel qu’illustré aux figures 5A et 5B, loge en outre entre la colonne fissile 12 et la tête de l’assemblage, une plaque en matériau absorbant neutronique 17, tel que du B4C, et comprend une portion intermédiaire 18 définissant un volume de plénum destiné à être rempli de sodium liquide.
En sus, chaque aiguille 100 de combustible présente un diamètre externe <b l élargi par rapport à celui <I> d’un assemblage des figures 1 à 2B. Ce diamètre <b l peut être égal à 10 mm ou plus.
Egalement, la hauteur H1 de la colonne fissile 12 présente une hauteur H1 moindre par rapport à celle H d’un assemblage des figures 1 à 2B. Cette hauteur H1 peut être égale à 60 mm ou moins.
Avec la combinaison de ces quatre caractéristiques, on peut réaliser avec une pluralité d’assemblages combustibles 1 un cœur homogène de réacteur RNR-Na qui induit une absence de dépôt d’énergie mécanique pendant la séquence accidentelle (phase primaire et secondaire). D’autres variantes et améliorations peuvent être envisagées sans pour autant sortir du cadre de l’invention.
Liste des références citées [1] Annual Report 2016, GEN IV International Forum pp 52-56.

Claims

Revendications
1. Assemblage de combustible nucléaire (1) d’axe longitudinal (X) comportant :
- un faisceau d’aiguilles (100) de combustible nucléaire, chaque aiguille comprenant une gaine logeant une colonne (14) de pastilles empilées de combustible exclusivement fissile, la hauteur de la colonne fissile étant inférieure ou égale à 65 cm, le diamètre externe de gaine des aiguilles étant supérieur ou égal à 9 mm,
- un corps d’assemblage comportant un boîtier (10) sous la forme d’un tube hexagonal fermé et étanche à un liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau d’aiguilles, la portion centrale (12) du boîtier enveloppant le faisceau d’aiguilles, tandis que la portion supérieure (11) formant la tête d’assemblage loge un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) rempli de matériau absorbant neutronique, le boîtier comprenant en outre une portion intermédiaire définissant un volume de plénum destiné à être rempli du liquide caloporteur,
- une portion inférieure formant le pied de l’assemblage, dans le prolongement du boîtier, le pied étant adapté pour laisser passer le liquide caloporteur traversant l’assemblage.
2. Assemblage selon la revendication 1, la hauteur de la colonne fissile étant inférieure ou égale à 60cm.
3. Assemblage selon la revendication 1 ou 2, le diamètre de gaine des aiguilles étant supérieur à 10mm.
4. Assemblage selon l’une des revendications précédentes, le dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) étant constitué d’une plaque en au moins un matériau d’absorption neutronique choisi parmi le carbure de bore (B4C), enrichi en 10B, l'hafnium métallique, un matériau de type borure réfractaire, par exemple le HfB2 et du TiB2, l'hexaborure d'europium EUBÔ OU le EU2O3.
5. Installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR et comprenant un cœur homogène logeant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire selon l’une des revendications précédentes.
6. Installation nucléaire selon la revendication 5, le cœur nucléaire étant exempt de dispositifs de sûreté complémentaires dédiés à l’atténuation des conséquences d’un accident d’ULOF.
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