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WO2017032669A1 - Assemblage pour reacteur nucleaire de type rnr-na, a boitier muni de plaquettes d'espacement a raideur amelioree - Google Patents

Assemblage pour reacteur nucleaire de type rnr-na, a boitier muni de plaquettes d'espacement a raideur amelioree Download PDF

Info

Publication number
WO2017032669A1
WO2017032669A1 PCT/EP2016/069545 EP2016069545W WO2017032669A1 WO 2017032669 A1 WO2017032669 A1 WO 2017032669A1 EP 2016069545 W EP2016069545 W EP 2016069545W WO 2017032669 A1 WO2017032669 A1 WO 2017032669A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
assembly
housing
sleeve
reactor
section
Prior art date
Application number
PCT/EP2016/069545
Other languages
English (en)
Inventor
Thierry BECK
Victor BLANC
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
Priority to KR1020187007952A priority Critical patent/KR20180041223A/ko
Priority to JP2018509767A priority patent/JP2018528421A/ja
Priority to RU2018105774A priority patent/RU2678573C1/ru
Priority to CN201680059227.0A priority patent/CN108140435B/zh
Publication of WO2017032669A1 publication Critical patent/WO2017032669A1/fr

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    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
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    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
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    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly for a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid metal, especially liquid sodium called RNR-Na or SFR (acronym for "Sodium Fast Reactor") and which is part of the family of so-called reactors. fourth generation.
  • liquid metal especially liquid sodium called RNR-Na or SFR (acronym for "Sodium Fast Reactor") and which is part of the family of so-called reactors. fourth generation.
  • the aim of the invention is first of all to propose a fuel assembly that can be used in the short term in the fourth generation French technology demonstrator project called ASTRID.
  • the fuel assemblies targeted by the invention can be used both in a nuclear reactor of integrated type, that is to say for which the primary circuit of sodium with pumping means is totally contained in a vessel also containing and heat exchangers, only in a loop-type reactor, that is to say for which the intermediate heat exchangers and the primary sodium pumping means are located outside the tank.
  • fuel assembly is meant an assembly comprising fuel elements and charged and / or discharged into / from a nuclear reactor.
  • fuel assembly type RNR-Na or SFR is meant a fuel assembly adapted to be irradiated in a fast neutron nuclear reactor cooled with liquid sodium called RNR-Na or SFR.
  • the invention can be applied to any type of assembly for a nuclear reactor, such as a reflector, a lateral neutron protection (NLP). ), a control bar, an experimental assembly, a complementary safety device ...
  • NLP lateral neutron protection
  • the fuel assemblies intended for use in fast reactors cooled with liquid sodium (RNR-Na), have a particular mechanical structure in particular to let liquid sodium pass through them.
  • FIG. 1 shows a fuel assembly 1 already used in a nuclear reactor RNR-Na known under the name "Phoenix”.
  • Such an assembly 1 of elongated shape along a longitudinal axis X firstly comprises a tube or housing 10 with a hexagonal cross-section, the upper portion 11 of which forms the head of gripping the assembly and houses an upper neutron protection device (PNS), and whose central portion 12 envelops fuel needles not shown.
  • PPS neutron protection device
  • the portions 11, 12 form the same tubular envelope 10 or identical hexagonal section box over its entire height.
  • the head 11 of the assembly has a central opening 110 opening therein.
  • 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 cone-shaped or rounded to 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 therein.
  • the foot 13 of a male-shaped assembly 1 is inserted into an opening of the reactor base in thus maintaining the assembly 1 in the latter with its longitudinal axis X vertically.
  • the primary sodium can circulate inside the housing 10 of the assembly 1 and thus heat-transfer the heat generated by the fuel needles.
  • the sodium is thus introduced through the openings 16 of the foot 13 and out through the central opening 110 of the head 11, after having passed through the bundle of combustible needles.
  • the central portion 12 of an assembly comprises a plurality of nuclear fuel needles.
  • Each needle is in the form of a sealed cylindrical sheath tube inside which is stacked a column 14 of fissile fuel pellets in which occur nuclear reactions that give off heat. All columns 14 define what is usually called the fissile area which is approximately halfway up an assembly 1. It is shown schematically in the form of a black rectangle in FIG.
  • All the assemblies of the same reactor are arranged vertically on a bed base to form a core network with hexagonal mesh.
  • the assemblies in position on the bed base are spaced from each other at their base (foot), typically a few mm between the facing faces of two adjacent hexagonal section housings.
  • these devices are arranged at a height approximately equal to 2/3 of the height of the assembly projecting above the bed base.
  • plates consist essentially of bosses, that is to say, extra thickness, projecting outwardly of the assembly.
  • Each face of the hexagonal section of the housing is provided with a boss (plate).
  • the compaction of the core that is to say a movement of approximation of the assemblies, during an earthquake, or the recompaction of the core following the elastic return of the assemblies after stacking, that is to say a spacing movement of the assemblies generated by a release of energy internal to the core, such as a gas expansion.
  • the functional part of these wafers is generally a rectangle of 20 to 50 mm side with a deep drawing depth of the wafers, ie the altitude boss 20 on the face, a few millimeters maximum.
  • the inventors have analyzed that the concept of platelets retained for example for fuel assemblies for the earlier reactors, as illustrated in FIGS. 2 to 3C, can not be retained for fuel assemblies for ASTRID, because the existing plates are not enough. rigid with respect to the safety objective sought and presented below, or in other words their stiffness is not high enough.
  • the stiffness of a wafer noted K, characterizes the resistance of a wafer to crushing by an external force. It is defined in the elastic range as being equal to the ratio between the force applied to the wafer and the displacement of the face of the wafer with respect to the axis of the hexagonal housing.
  • the CFV core negative drain coefficient is the keystone of the safety demonstration for the ASTRID reactor.
  • the negative emptying characterized by a natural decrease of reactivity of the heart in case of emptying of the sodium, is reached in particular by minimizing the quantity of steel in the zone, called "plenum", situated just above the combustible needles .
  • steel is a reflective material of neutrons.
  • a fuel assembly of a CFV core therefore comprises, starting from the top to the bottom of the heart:
  • an upper absorbent zone consisting of a neutron-absorbing material
  • the horizontal median plane of the intermediate zone of fertile material is located below the horizontal median plane of the assembly formed by the upper zone of fissile material, the intermediate zone of fertile material and the lower zone of fissile material, and the ratio of the height of the intermediate zone of fertile material to the height of the assembly formed by the upper zone of fissile material, the intermediate zone of fertile material and the lower zone of fissile material is in the range of 0, 25 to 0.40.
  • the plates are positioned on the hexagonal case just above the upper end of the fuel needles in order to guarantee an optimum spacing between the fissile zones of two adjacent assemblies, and thus to limit the compaction.
  • the plates are positioned in the lower part of the plenum.
  • the assemblies When they are embedded in the bed base, the assemblies are in contact or near contact at the platelets.
  • the compactness of the heart results in a negative or no play at the level of the platelet plane. This compactness is sought in nominal operation, corresponding to average sodium temperatures of about 550 ° C at platelets and 400 ° C at the bed base, to ensure the static mechanical equilibrium of the heart.
  • the heart is compact in nominal operation, it is not necessarily cold during tank assembly handling operations, the entire sodium of the tank then being lowered to 200 ° C. Indeed, the level of compactness of the cold core depends on the differential thermal expansion between the steel constituting the bed base and the steel constituting the platelets.
  • the bed base is usually made of austenitic steel with a high coefficient of thermal expansion, which is AISI 316 LN stainless steel.
  • the inserts can be made either of austenitic steel type AISI 316, whose expansion coefficient is identical to that of the bed base, or martensitic steel type EM10 (9% Cr and 1% Mo) or ferritic steel of which the coefficients of expansion are lower than that of 316 steels.
  • the wafers and the bed base are both of austenitic steel: the compactness at the level of the wafers in nominal operation, ie when hot, then implies a positive play on the wafers in handling configuration, ie when cold.
  • This positive handling game is favorable for the insertion and extraction of network assemblies by minimizing the friction between assemblies and therefore handling efforts. It also avoids any risk of blocking the assembly in the network;
  • the plates are made of ferritic or martensitic steel whereas the base is made of austenitic steel: the compactness of the pads in nominal operation also implies a compactness in the pads in handling with a clearance slightly less than or equal to zero. This negative clearance is unfavorable because it induces significant extraction efforts necessary, at the risk of exceeding the traction capacity of the handling machine, or damage the outer surface of the pads (friction, scratches ).
  • the extraction force of the assembly depends on the force applied on the platelets and therefore on their stiffness with imposed displacement, the contact surface between platelets, and the coefficient of friction. In other words, having very rigid pads and / or with a large contact surface is unfavorable vis-à-vis the objective of minimizing the forces during handling assemblies.
  • the mounting method selected for an assembly for the ASTRID reactor provides for the insertion of the fuel needle bundle through the top of the hexagonal housing equipped with the welded foot, followed by mounting in the upper part of the assembly consisting of the PNS. and the head to close the assembly.
  • the bundle of combustible needles occupies the entire interior space of the hexagonal case.
  • the plates being positioned above the needle beam, the feasibility of inserting the latter in the housing therefore depends on the geometry of the wafers.
  • the wafers when they have a geometry that does not reduce ⁇ internal interstice of the housing, that is to say the distance separating two facing faces, they do not prevent the insertion of the beam. These platelets of which say non-intrusive.
  • the pads can then be mounted or manufactured directly on the original hexagonal case. This type of pads is the simplest and is therefore compatible with assembly assembly.
  • the plates have a geometry that reduces the internal gap, such as rigid plates whose thickness is increased towards the inside of the case, they are said to be intrusive and prevent the insertion of the beam from the top of the case. . These pads must then be reported on the housing only once the beam set up.
  • spacing plates must be compatible with the thermal hydraulics of the assemblies and the reactor core.
  • the pads are oversize provided on the outer faces of the housing, which reduce or locally eliminate the clearance between adjacent assemblies.
  • the contact surface, or more precisely the width of the pads should not be too large at the risk of plugging the space between adjacent assemblies and thereby prevent the flow of sodium between the housings of the assemblies.
  • the sodium flow between the assemblies is very low and does not participate in the cooling of the assemblies in normal operation.
  • the circulation of sodium between the housings of the assemblies which is installed by natural convection in certain accidental situations, such as the loss of primary flow, becomes necessary for the evacuation of the residual power of the assemblies.
  • thermohydraulics internal to an assembly is essential for all phases of operation.
  • the inventors then sought to identify, among the known solutions of spacing devices between adjacent fuel assemblies in a nuclear reactor vessel, those which could be suitable for guaranteeing a rigid spacing between fuel assemblies for a fourth-generation R R-Na reactor of the ASTRID type. .
  • US Pat. No. 4,149,234 discloses a fuel assembly for a nuclear reactor, in particular for an RNR-Na reactor, the hexagonal case of which comprises inserts attached to each face, each plate consisting of two half-platelets arranged next to each other.
  • the two half-wafers have the same dimensions, but are made of different materials of which one is chosen to have a low coefficient of friction, for example Stellite, and the other is a steel.
  • the arrangement of the half-wafers is such that when two half-wafers of an assembly are in contact with the two half-wafers of the adjacent assembly, each half-wafer is in contact with a half wafer of 'a different material.
  • An assembly according to this US4142934 patent is incompatible with the functional specifications of the fourth-generation RNR-Na reactor chips of the ASTRID type, since the platelets each divided into two half-platelets do not make it possible to obtain an increase in their stiffness.
  • the patent FR2509896 also discloses a fuel assembly for a nuclear reactor, in particular for a reactor RNR-Na, in which the plates are in the form of stampings in each of the corners of the hexagonal tube of the housing. If the corner pads according to this patent FR 2509896 would allow a priori to increase the stiffness of platelets in the desired proportions, the inventors believe that they can not be retained as a separation solution for RNR-Na reactor of fourth generation of ASTRID type, because of the lack of tolerance that they induce vis-à-vis a defect of angular orientation of the assemblies.
  • the patent FR2403626 discloses a fuel assembly for a nuclear reactor, in particular for a reactor RNR-Na, comprising a housing tube with a dodecagonal section with a flat or convex side located in each corner of the tube, in place of a tube with usual hexagonal section for an assembly box.
  • This tube geometry with a dodecagonal section makes it possible to limit the expansion of the assembly box under irradiation. This thus guarantees the geometry and the neutron performances of the core since the vibrations are reduced because of the maintenance of the clearances between the fuel needles and the casing, and thus the instabilities of reactivity are limited.
  • US Pat. No. 4,543,233 also discloses a fuel assembly for a nuclear reactor RNR-Na, with platelets of circular section housed in the outer face of the hexagonal case and fastened to it by means of a spring washer.
  • the patent JP2006145506 discloses a fuel assembly for RNR-Na nuclear reactor, with inserts reported on the outside of the housing of the assembly, similar to those of patent US4543233.
  • the plates also of circular section are each housed in a hole made on each side of the tube of the housing and attached to it by screwing or welding.
  • the inventors believe that the inserts reported on the outside of the faces of the casing according to the patents US4543233 and JP2006145506 do not lead to a significant increase in stiffness, at least not in the proportions sought for a fourth-generation RNR-Na reactor of the type ASTRID.
  • the patent FR2921509 discloses a fuel assembly for a nuclear reactor RNR, in particular of the RNR-Na type, comprising inside the hexagonal case, a six-pointed star-shaped structure, arranged above the bundle of combustible needles. .
  • the structure may have longer or shorter branches, and may optionally integrate in addition to lateral bars between branches to stiffen the structure.
  • the free end of each of the branches is extended by a spacing plate which passes through an opening in the middle of each face of the housing.
  • An assembly according to this patent FR2921509 is not compatible with at least some of the functional specificities of a fourth generation RNR-Na reactor fuel assembly of the ASTRID type.
  • the star-shaped structure reported inside the casing constitutes a large mass of steel added in the plenum zone, which necessarily leads to degrade the drainage coefficient to the point of not being able to guarantee the CFV effect of the core.
  • the star structure is inherently an obstacle to the flow of sodium in the assembly, with a consequent increase in pressure losses and a disruption of the output flow assembly.
  • US4306938 discloses a fuel assembly for RNR-Na nuclear reactor, comprising platelets stamped in the form of a bead or continuous strip over the entire periphery of the hexagonal housing.
  • the stamped pads are stiffened by the introduction of a sleeve disposed inside the housing and which is stamped at the same time as the wafers and is housed once deformed in the deformation depression of the wafers.
  • the gap behind the pads is then identical to that of the hexagonal case.
  • An assembly according to this US4306938 patent can not meet many of the functional specificities of an assembly Fourth generation R R-Na reactor fuel of the ASTRID type.
  • the sleeve being housed exactly in the hollow formed by the stamping platelets, its thickness is in fact limited to the drawing depth which is equal to half the distance between two adjacent assemblies, or typically of the order of 1.5 to 3 mm. This thickness is small and insufficient so that the equivalent stiffness of the assembly consisting of the pads and the sleeve, can increase the intrinsic stiffness of the wafers by a factor of 5. Then, the wafers being stamped continuously over the entire outer periphery of the housing they completely clog the space between assemblies. This prevents a circulation of sodium or disrupts the installation of a natural convection between the assemblies.
  • the patent application US2014 / 185734 discloses a fuel assembly for RNR-Na nuclear reactor, comprising a double-wall structure housing consisting of an inner tube housed in an outer tube of hexagonal section.
  • the inner tube deforms under the effect of internal loads until coming into contact with the outer tube.
  • the outer tube cash forces transmitted by the inner tube.
  • the good distribution of the deformations / stresses between the two tubes makes it possible to limit the deformations on the outer tube.
  • Additional stiffeners may be arranged between the two tubes to limit deformation of the outer tube.
  • the problem concerns the transmission of forces, under the effect of the coolant pressure, from the inside of the structure of the internal assembly to the outside.
  • the object of the invention is to respond at least in part to this need.
  • the subject of the invention is an assembly for a nuclear reactor, in particular for a sodium-cooled fast neutron reactor (RNR-Na), comprising a longitudinal axis housing (X), each main face of the housing comprising, in its central part, a spacing plate with an adjacent assembly, comprising an outwardly protruding portion internally delimiting a hollow without material inside the housing, the assembly further comprising a reinforcing sleeve consisting of a hollow tube adapted to pass the coolant reactor, reported and maintained inside the housing and arranged facing the platelets forming with each of them a cavity.
  • RNR-Na sodium-cooled fast neutron reactor
  • the housing is of hexagonal section.
  • each wafer is a stamped wafer, the sleeve being arranged opposite stamping recesses of the wafers.
  • each wafer has an outer surface of contact with the adjacent assembly, which has a rectangular shape.
  • the reinforcing sleeve further comprises an inclined straight edge forming a convergent connecting the inner periphery of the underside of the sleeve to the outer periphery of the underside of the sleeve and an inclined straight edge forming a divergent connecting the inner periphery of the sleeve.
  • the pads reinforced by means of a sleeve according to the invention constitute intrusive plates insofar as the reported sleeve is an obstacle to the flow of sodium in the assembly.
  • the reinforcing sleeve has a height less than that of the plates, the heights being measured along the longitudinal axis (X).
  • the reinforcing sleeve may, on the other hand, have a height greater than that of the stamped inserts, the heights being measured along the longitudinal axis (X).
  • the sleeve comprises means for allowing the filling and emptying of liquid and the non-accumulation of gas inside each cavity formed between the sleeve and a wafer.
  • These means may advantageously consist of at least two holes passing through the sleeve, which each open into each cavity formed between the sleeve and a plate, these holes being located respectively at the lower part and the upper part of the cavity.
  • the reinforcing sleeve comprises a hollow cylinder of height greater than or equal to that of the wafers and of outer diameter substantially equal to the largest dimension of the internal cross section of the housing.
  • the reinforcing sleeve comprises a part whose outer periphery comprises hexagonal portions matching the hexagonal inner section of the housing.
  • the inner periphery may be circular in cross section.
  • the reinforcing sleeve comprises a part whose outer periphery is of hexagonal cross-section matching the hexagonal inner section of the housing.
  • the inner periphery may also be of hexagonal cross-section, the height of the inner periphery of the part being less than that of its outer periphery.
  • the reinforcing sleeve is made of a material whose coefficient of thermal expansion and irradiation swelling is greater than that of the housing material comprising the wafers of the assembly.
  • the reinforcing sleeve is preferably made of austenitic steel and the housing is preferably made of ferritic or martensitic steel.
  • the reinforcing sleeve is attached to one or more structures of the assembly by attachment means disposed at the periphery of the internal section of the housing. housing.
  • the assembly which has just been described advantageously constitutes a fuel assembly, the housing being intended to be inserted vertically into the support of the reactor core, the housing comprising an upper part forming the head of the assembly housing a device for superior neutron protection (SNP) consisting of neutron absorbents and a central portion housing nuclear fuel needles, the spacing plates being disposed in a plane above the fuel needles.
  • SNP superior neutron protection
  • the coupling means of the sleeve are rods connected to the lower structures of the PNS.
  • the fuel assembly as defined makes it possible to meet the specifications of the spacers of a fuel assembly for RNR-Na reactor of fourth generation of ASTRID type.
  • the assembly described may also constitute any other type of non-combustible assembly that can be inserted in a reactor core cooled with sodium RNR-Na, such as for example a reflector assembly, a Neutron Side Protection (NLP) assembly, a control bar, an experimental assembly, a complementary safety device, a breeder assembly or a transmutation assembly.
  • NLP Neutron Side Protection
  • the invention also relates to a method for producing an assembly described above, comprising the following steps:
  • the invention also relates to the use of a fuel assembly described above in a fast neutron nuclear reactor RR, such as a reactor cooled with gas or liquid metal, the liquid metal being chosen from sodium, lead or lead-bismuth.
  • FIG. 1 is an external perspective view of a fuel assembly according to the state of the art, already used in a sodium-cooled nuclear reactor R R-Na;
  • FIG. 2 is a perspective view of a fuel assembly according to the state of the art, which has already been used in the "Phoenix" nuclear reactor, the figure showing the devices in the form of spacing plates with an assembly adjacent fuel in the reactor core;
  • FIG. 2A is a longitudinal sectional view of a fuel assembly envisaged for ASTRID at the beginning of the project, showing more precisely the positioning of the plates relative to the other elements of the assembly;
  • FIGS. 3A and 3B are respectively perspective and cross-sectional views of a portion of a hexagonal fuel assembly cross-section housing according to FIGS. 2 and 2A showing the stampings forming the plates;
  • FIG. 3C is a front detail view of a wafer according to FIGS. 3A and 3B;
  • FIG. 4 is identical to Figure 3B and shows the deformation of a face of the housing when it is subjected to a force applied to a wafer while the three opposite faces of the housing are maintained;
  • FIG. 5 is a cross-sectional view of a portion of a hexagonal cross-section housing fuel assembly showing a platelet spacing device according to FIG. 2A and an attached sleeve according to the invention, as envisaged. for the ASTRID nuclear reactor;
  • FIG. 6 is a perspective view of a portion of a box with hexagonal section with stamped plates showing a first variant of the sleeve according to the invention
  • FIG. 7 is a perspective view of a portion of a box with hexagonal section with stamped plates showing a second variant of the sleeve according to the invention.
  • FIG. 8 is a perspective view of a portion of a box with hexagonal section with stamped plates showing a third variant of the sleeve according to the invention.
  • FIG. 9 is a perspective view of a portion of a hexagonal section housing with stamped plates showing the third variant of the sleeve according to the invention with its fixing means inside the assembly housing;
  • FIG. 10 is a detailed sectional view of an advantageous variant of a reinforcing sleeve according to the invention for improving the thermohydraulic within the fuel assembly which is provided;
  • FIGS. 11A and 11B are schematic sectional views of another advantageous variant of a reinforcing sleeve according to the invention for improving the thermohydraulic within the fuel assembly which is provided.
  • FIG. 12 is a schematic sectional view of a reinforcing sleeve according to the invention with a dodecagonal section fixed in a hexagonal section of the assembly housing.
  • the inventors analyzed the deformation mode platelets.
  • the low stiffness of a wafer 2 made by stamping is characterized, by crushing force given on this wafer, by a significant displacement thereof.
  • the inventors have been able to demonstrate that this displacement or significant erasure of the wafer subjected to a force is caused firstly by the bending deformation of the face of the hexagonal case which integrates the wafer in question. This phenomenon has been reproduced by finite element calculation and is shown in FIG.
  • the inventors then thought to reinforce the inside of the stampings 2 by a reinforcing sleeve 3 added and held inside the hexagonal-section box 10 and positioned opposite the plates 20, more precisely at the hollow 21 of the stampings of the platelets 2.
  • FIG. 5 A fuel assembly 1 incorporating such a sleeve 3 according to the invention, as it is intended to be used in a nuclear R R-Na reactor of the ASTRID type, is shown in FIG. 5.
  • the assembly 1 according to the invention is of elongated shape along a longitudinal axis X and comprises a housing 10 having a hexagonal cross-section, the end of the upper portion 11 of which forms the head of the assembly, and which surrounds a neutron protection device called PNS comprising neutron absorbents 18.
  • the central portion 12 of the assembly 1 envelops fuel needles 14 forming the fissile area of the assembly.
  • the assembly 1 finally comprises a lower portion not shown forming the foot of the assembly, in the extension of the housing 10, as in the assembly according to the state of the art.
  • the foot of the assembly has a distal end cone-shaped or rounded to be inserted vertically into the bed base of a reactor core.
  • the foot of the assembly also has at its periphery openings opening therein for the entry of sodium into the assembly.
  • the reinforcing sleeve 3 As shown in FIG. 5, the reinforcing sleeve 3 according to the invention is housed and held inside the casing 10 above the fuel needles 14 and positioned facing the platelet embossing recesses 2.
  • Each stamped wafer 2 always has an outer surface 20 of contact with the adjacent assembly, which has a rectangular shape and which is not impacted by the sleeve 3, each wafer 2 still having a pressed recess 21 without material to the inside the case.
  • platelets in other forms, such as circular, or any other form feasible and satisfying the constraints of spacing and rigidity sought.
  • the reinforcing sleeve 3 makes it possible to limit the deformation by bending of each of the six faces of the casing 10 and thus to increase the stiffness of the stamped plates 2.
  • the overall equivalent stiffness is then the sum of the stiffness of the stamped plates 2 and the stiffness of the sleeve 3.
  • the reinforcing sleeve 3 being an insert inside the housing 3, it can be given a multitude of geometries (shape of the section, thickness, height) according to the stiffness and the constraints of manufacture / assembly inherent to the assembly.
  • FIGS. 6 to 8 Three different sleeve geometry variants are shown in FIGS. 6 to 8 which can therefore be:
  • outer periphery 30 can be connected to the inner periphery 31 by a central rib 32 ( Figure 8), the radial section of the sleeve is then in the shape of a "T".
  • the sleeve 3 is made of a material whose coefficient of thermal expansion and swelling under irradiation is greater than that of the housing material comprising the wafers of the assembly.
  • the sleeve 3 is austenitic steel type AISI 316, because it is the material that has the best compromise vis-à-vis the functions to be completed in the context of a fuel assembly 1 for nuclear reactor RNR-Na of type ASTRID, provided with a case of martensitic steel of type EM10.
  • FIG. 9 shows an advantageous variant of attachment of the sleeve 3 "of FIG. 8.
  • the sleeve 3" is hooked (suspended) to the fixed lower structures of the PNS (not shown) by means of rods 4 are each arranged in an angle of the internal hexagonal section of the housing 10.
  • the attachment rods 4 shown are circular section but any other section may be suitable. With such hooking rods 4, the mounting method of the fuel assembly is compatible with the reference assembly range already advanced for the ASTRID reactor, only the connection of the sleeve 3 with the PNS being added as a preliminary step .
  • the advantage of the mounting method according to the invention of the sleeve 3 in the housing 10 is that it does not require additional mechanical connection between the sleeve 3 with the housing 10, of the welding, screwing, crimping ...
  • the sleeve 3 is inserted with play inside the housing 10. It must then be ensured that the sleeve clearance 3 is correctly calibrated with respect to the inner wall of the housing 10.
  • the clearance must be strictly positive and of sufficient value when mounting the sleeve 3 in the housing 10, that is to say in a workshop atmosphere ambient temperature of about 20 ° C;
  • the clearance must be zero or slightly negative (clamping) nominal reactor operation, that is to say at a temperature of 550 ° C average platelets 2. This condition ensures good contact between the sleeve 3 and the housing 10 in order to effectively have the increase in stiffness of platelets sought in the context of the invention.
  • the sleeve 3 is made of austenitic steel, which has a coefficient of thermal expansion and swelling under higher flux than the casing 10 of ferritic steel or martensitic. As a result, the backlash in operation at 550 ° C between sleeve 3 and casing 10 is facilitated;
  • the sleeve 3 For mounting the sleeve 3 in the housing 10, the latter is preheated to a temperature of about 100 to 200 ° C while the sleeve 3 is maintained at about 20 ° C.
  • the difference in expansion between the two constituent steels thus makes it possible to increase the mounting clearance;
  • the external dimensions of the sleeve 3, which define the contact surface with the housing 10 are machined at the last moment before mounting and adapted according to the actual measurement of the inner gap of the TH. This eliminates manufacturing tolerances of the housing 10 which can be relatively large.
  • the sleeve 3 according to the invention can be chosen with a height independent of the height of the wafers 2, unlike the sleeve solution according to US4306938 which has de facto the same height as that of the wafers .
  • a sleeve 3 as shown in FIG. 10, of useful height H1 equal to 50 mm for stamped plates 2 having a height stamping h of 80 mm is quite satisfactory.
  • the thickness E of the sleeve 3 necessary to increase the stiffness by a factor of 5 is 8.6 mm.
  • an advantageous variant illustrated in FIG. 10 consists in producing the sleeve 3 with an inclined straight edge 33 forming a convergent connecting the inner periphery 31 of the underside of the sleeve to the outer periphery 30 of the underside of the sleeve and an inclined straight edge 34 forming a diverging connecting the inner periphery 31 of the top of the sleeve to the outer periphery 30 of the top of the sleeve 3.
  • This variant is all the more effective as the thickness of the sleeve is important.
  • the volume between the stamped plate 2 and the sleeve 3 is delimited by the stamping cavity 21 and forms a closed cavity . It is then necessary to provide, in the lower part of the convergent 33, at least one opening hole for filling and emptying the liquid sodium of this cavity. At least one other hole opening in the upper part of the diverging part may also be necessary in order to avoid trapping gas when filling the sodium cavity.
  • openings opening 35, 36 respectively larger or smaller in the thickness of the sleeve and allow to pass the sodium.
  • the inventors believe that this solution is less optimized than a convergent / divergent solution, and that it can not be applied to high throughput assemblies or those requiring high platelet stiffness.
  • the invention was able to meet the need for fuel assemblies for the ASTRID reactor, to namely an increase in platelet stiffness by a factor of 5 compared to the state of the art while maintaining a negative drain coefficient, and being compatible with the handling, manufacture and thermohydraulics of the reactor.
  • a fuel assembly 1 according to the invention which has just been described thus makes it possible to meet all the functional specifications of spacing of a fuel assembly of a fourth-generation RNR nuclear reactor such as ASTRID.
  • the invention has been described in the particular context of a fuel assembly for a fourth generation RNR nuclear reactor such as ASTRID, that is to say CFV core, which involves many constraints to be checked simultaneously.
  • a non-CFV core architecture allows a quasi free choice of the dimensions of the sleeve (unlimited steel quantity);
  • pads it may be platelets stamped in the housing, but also any other type of non-stamped and non-intrusive pads, such as inserts reported on the outside of the housing;
  • RNR fast neutron nuclear fuel
  • the reinforcing sleeve described 3 can also be added to reinforce any other type of assembly present in a core of RNR, such as a reflector assembly, a Neutral Neutron Protection (NLP) assembly. , a bar command, an experimental assembly, a complementary safety device, a breeder assembly, a transmutation assembly, etc.
  • NLP Neutral Neutron Protection

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Abstract

L'invention concerne un assemblage pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium RNR-Na, comportant un boîtier (10) d'axe longitudinal (X), chaque face principale du boîtier comprenant, dans sa partie centrale, une plaquette (2) d'espacement avec un assemblage adjacent, comprenant une partie faisant saillie vers l'extérieur, l'assemblage comprenant en outre un manchon de renfort (3) rapporté et maintenu à l'intérieur du boîtier (10) et agencé en regard des plaquettes (2).

Description

ASSEMBLAGE POUR REACTEUR NUCLEAIRE DE TYPE RNR-Na, A BOITIER MUNI DE PLAQUETTES D'ESPACEMENT A RAIDEUR AMELIOREE 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.
L'invention vise à proposer en premier lieu un assemblage combustible qui puisse être utilisé à court terme dans le projet de démonstrateur technologique français de réacteur de quatrième génération baptisé ASTRID.
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 et 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.
Bien que décrite en référence à l'application principale visée, à savoir un assemblage combustible pour réacteur nucléaire, l'invention peut s'appliquer à tout type d'assemblage pour réacteur nucléaire, tel qu'un réflecteur, une Protection Neutronique Latérale (PNL), une barre de commande, un assemblage expérimental, un dispositif complémentaire de sûreté...
État de la technique
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 figure 1 , un assemblage combustible 1 déjà utilisé dans un réacteur nucléaire RNR-Na connu sous la dénomination « Phénix ».
Un tel assemblage 1 de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d'abord un tube ou boîtier 10 à section hexagonale, dont la portion supérieure 11 forme la tête de préhension de l'assemblage et loge un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), et dont la portion centrale 12 enveloppe des aiguilles de combustible non représentées.
Autrement dit, 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.
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.
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.
La portion centrale 12 d'un assemblage comprend une pluralité d'aiguilles de combustible nucléaire. Chaque aiguille se présente sous la forme d'un tube de gaine cylindrique étanche 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. Elle est schématisée sous forme d'un rectangle noir en figure 1.
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 base (pied), typiquement de quelques mm entre les faces en regard de deux boîtiers à section hexagonale adjacents.
Il est nécessaire que cet espacement soit maintenu sensiblement constant sur toute la hauteur de l'assemblage au cours du fonctionnement du réacteur. En effet, un rapprochement de deux assemblages combustibles adjacents conduit immédiatement à une insertion de réactivité, i.e. une augmentation rapide de puissance, pouvant avoir des conséquences lourdes, telles qu'une surchauffe, un bouchage... , et conduire à un accident de fusion du cœur.
Pour pallier cela, il est connu dans les réacteurs R R-Na existants, d'ajouter des dispositifs d'espacement dans la partie haute du boîtier des assemblages, juste au-dessus de la zone des aiguilles fissiles.
Généralement, ces dispositifs sont agencés à une hauteur environ égale aux 2/3 de la hauteur de l'assemblage faisant saillie au-dessus du sommier.
Ces dispositifs d'espacement, usuellement appelés « plaquettes », consistent essentiellement en des bossages, c'est-à-dire des surépaisseurs, faisant saillie vers l'extérieur de l'assemblage. Chaque face de la section hexagonale du boîtier est pourvue d'un bossage (plaquette).
Ces plaquettes ont donc pour fonction de réduire localement le jeu entre les assemblages adjacents et permettent ainsi :
- d'assurer la compacité du réseau d'assemblages, pendant le fonctionnement normal du réacteur et les opérations de manutention (à température réduite),
- de limiter la compaction du cœur, c'est-à-dire un mouvement de rapprochement des assemblages, lors d'un séisme, ou la recompaction du cœur consécutive au retour élastique des assemblages après gerbage, c'est-à-dire un mouvement d'écartement des assemblages engendré par un dégagement d'énergie interne au cœur, tel qu'une détente de gaz.
Les plaquettes déjà utilisées sur les assemblages des réacteurs RNR-Na exploités en France, connus sous les dénominations « Phénix », « Superphénix » ou « Rapsodie », sont obtenues par emboutissage avec un poinçon sur chacune des six faces du boîtier hexagonal afin d'obtenir la déformation souhaitée vers l'extérieur du boîtier.
La partie fonctionnelle de ces plaquettes, c'est-à-dire leur surface plane de contact 20 comme illustrée en figure 3C, est généralement un rectangle de 20 à 50 mm de côté avec une profondeur d'emboutissage des plaquettes, i.e. l'altitude du bossage 20 sur la face, de quelques millimètres au maximum.
Les inventeurs ont analysé que le concept de plaquettes retenu par exemple pour des assemblages combustibles pour les réacteurs antérieurs, tel qu'illustré en figures 2 à 3C, ne peut être retenu pour des assemblages combustibles pour ASTRID, car les plaquettes existantes ne sont pas assez rigides vis-à-vis de l'objectif de sûreté recherché et présenté ci-après, ou autrement dit leur raideur n'est pas suffisamment élevée. La raideur d'une plaquette, notée K, caractérise la résistance d'une plaquette à l'écrasement par une force externe. Elle est définie dans le domaine élastique comme étant égale au rapport entre la force appliquée sur la plaquette et le déplacement de la face de la plaquette par rapport à l'axe du boîtier hexagonal.
De fait, la raideur K des plaquettes connues est insuffisante dans le cadre du réacteur ASTRID comme expliqué ci-après.
Tout d'abord, la limitation de la compaction du cœur en situations accidentelles (séisme, dégagement d'énergie interne au cœur...) est clairement un objectif de sûreté auquel doit répondre le réacteur ASTRID en vue d'une filière de réacteurs de quatrième génération.
Pour le cœur dit « Cœur à Faible Vidange (ou CFV) » d'ASTRID, qui a la particularité de présenter un coefficient de vidange du sodium négatif, les études ont montré que le critère d'augmentation de réactivité consécutive à la compaction du cœur, fixé à +1 dollar ($) au maximum, est respecté en mettant en œuvre des plaquettes dont la raideur est augmentée d'un facteur 5 par rapport aux plaquettes embouties connues tout en restant compatible avec les autres spécifications d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans le réacteur ASTRID.
Ces spécifications sont nombreuses et seules celles ayant une influence dans le processus de conception des plaquettes sont détaillées ci-après.
Le coefficient de vidange négatif du cœur CFV est la clef de voûte de la démonstration de sûreté pour le réacteur ASTRID. En substance, la vidange négative, caractérisée par une baisse naturelle de réactivité du cœur en cas de vidange du sodium, est atteinte notamment en minimisant la quantité d'acier dans la zone, appelée « plénum », située juste au-dessus des aiguilles combustibles. En effet, l'acier est un matériau réflecteur de neutrons.
Or, dans une configuration où le sodium du plénum serait vidangé, par exemple en situation accidentelle générant une ébullition du sodium, une quantité importante d'acier dans le plénum se traduirait par une réflexion des neutrons de fuite vers le combustible, conduisant à une augmentation de réactivité, ce qui est précisément l'inverse de l'effet recherché pour le cœur CFV.
Pour rappel, un assemblage combustible d'un cœur CFV comprend donc, en partant du haut vers le bas du cœur :
- une zone absorbante supérieure, constituée d'un matériau neutrophage,
- une zone de plénum de métal liquide,
- une zone supérieure de matériau fissile,
- une zone intermédiaire de matériau fertile,
- une zone inférieure de matériau fissile. En outre, le plan médian horizontal de la zone intermédiaire de matériau fertile est situé en dessous du plan médian horizontal de l'ensemble formé par la zone supérieure de matériau fissile, la zone intermédiaire de matériau fertile et la zone inférieure de matériau fissile, et le rapport de la hauteur de la zone intermédiaire de matériau fertile à la hauteur de l'ensemble formé par la zone supérieure de matériau fissile, la zone intermédiaire de matériau fertile et la zone inférieure de matériau fissile est dans l'intervalle allant de 0,25 à 0,40.
On rappelle que par ailleurs les plaquettes sont positionnées sur le boîtier hexagonal juste au-dessus de l'extrémité supérieure des aiguilles combustibles afin de garantir un espacement optimum entre les zones fissiles de deux assemblages adjacents, et donc limiter la compaction. Autrement dit, les plaquettes sont positionnées en partie inférieure du plénum.
La garantie de maintien du coefficient de vidange négatif du cœur conduit donc à minimiser la quantité d'acier embarquée au niveau des plaquettes. De manière pratique, seuls des calculs de neutronique sont capables d'estimer l'impact de la géométrie des plaquettes sur le coefficient de vidange.
Par ailleurs, comme dans tout réacteur nucléaire, il est nécessaire de minimiser les efforts lors de la manutention des assemblages dans le réacteur ASTRID.
Lorsqu'ils sont encastrés dans le sommier, les assemblages sont en contact ou quasi contact au niveau des plaquettes. La compacité du cœur se traduit par un jeu négatif ou nul au niveau du plan des plaquettes. Cette compacité est recherchée en fonctionnement nominal, correspondant à des températures moyennes du sodium de l'ordre de 550°C au niveau des plaquettes et de 400°C au niveau du sommier, afin de garantir l'équilibre mécanique statique du cœur.
Or, si le cœur est compact en fonctionnement nominal, il ne l'est pas forcément à froid pendant les opérations de manutention des assemblages en cuve, l'ensemble du sodium de la cuve étant alors abaissé à 200°C. En effet, le niveau de compacité du cœur à froid dépend des dilatations thermiques différentielles entre l'acier constituant le sommier et l'acier constituant les plaquettes.
Le sommier est usuellement réalisé en acier austénitique à coefficient de dilatation thermique élevé, qui est l'acier inoxydable AISI 316 LN.
Les plaquettes peuvent quant à elles être réalisées soit en acier austénitique de type AISI 316, dont le coefficient de dilatation est identique à celui du sommier, soit en acier martensitique de type EM10 (9% Cr et 1% Mo) ou en acier ferritique dont les coefficients de dilatation sont plus faibles que celui des aciers 316.
On distingue alors les deux situations suivantes : - les plaquettes et le sommier sont tous deux en acier austénitique: la compacité au niveau des plaquettes en fonctionnement nominal, i.e. à chaud, implique alors un jeu positif aux plaquettes en configuration de manutention, i.e. à froid. Ce jeu positif en manutention est favorable pour l'insertion et l'extraction des assemblages du réseau en minimisant les frottements entre assemblages et donc les efforts de manutention. On évite également tout risque de blocage de l'assemblage dans le réseau ;
- les plaquettes sont en acier ferritique ou martensitique tandis que le sommier est en acier austénitique: la compacité aux plaquettes en fonctionnement nominal implique également une compacité au niveau des plaquettes en manutention avec un jeu légèrement inférieur ou égal à zéro. Ce jeu négatif est défavorable car il induit des importants efforts d'extraction nécessaires, au risque de dépasser la capacité de traction de la machine de manutention, ou d'abîmer la surface extérieure des plaquettes (frottements, rayures...). L'effort d'extraction de l'assemblage dépend de l'effort appliqué au niveau des plaquettes et donc de leur raideur à déplacement imposé, de la surface de contact entre plaquettes, et du coefficient de frottement. Autrement dit, le fait d'avoir des plaquettes très rigides et/ou avec une grande surface de contact est défavorable vis-à-vis de l'objectif de minimiser les efforts lors de la manutention des assemblages.
Actuellement, le procédé de montage retenu pour un assemblage destiné au réacteur ASTRID prévoit l'insertion du faisceau d'aiguilles combustibles par le haut du boîtier hexagonal équipé du pied soudé, suivie par le montage en partie supérieure de l'ensemble constitué de la PNS et de la tête pour fermer l'assemblage.
Le faisceau d'aiguilles combustibles occupe tout l'espace intérieur du boîtier hexagonal. Les plaquettes étant positionnées au-dessus du faisceau d'aiguilles, la faisabilité de l'insertion de ce dernier dans le boîtier dépend donc de la géométrie des plaquettes.
Ainsi, lorsque les plaquettes ont une géométrie qui ne réduit pas Γ entreplat interne du boîtier, c'est-à-dire la distance séparant deux faces en regard, elles n'empêchent pas l'insertion du faisceau. Ces plaquettes dont dites non-intrusives. Les plaquettes peuvent alors être montées ou fabriquées directement sur le boîtier hexagonal d'origine. Ce type de plaquettes est le plus simple et est de fait compatible avec le montage de l'assemblage.
En revanche, lorsque les plaquettes ont une géométrie qui réduit l'entreplat interne, comme notamment des plaquettes rigides dont l'épaisseur est augmentée vers l'intérieur du boîtier, elles sont dites intrusives et empêchent l'insertion du faisceau par le haut du boîtier. Ces plaquettes doivent alors être rapportées sur le boîtier uniquement une fois le faisceau mis en place.
Or, cette opération est critique. D'une part, la proximité des plaquettes avec le haut des aiguilles combustibles, de l'ordre de 8 à 10 cm, interdit une liaison soudée entre les plaquettes et le boîtier en raison du chauffage local à très haute température de cette zone lors de la soudure, voire également lors d'un recuit thermique de stabilisation, qui serait susceptible d'endommager les aiguilles. D'autre part, cette soudure est une opération délicate à réaliser et à contrôler. Une soudure défectueuse réalisée avec le faisceau combustible en place entraînerait la perte complète de l'assemblage.
Enfin, les plaquettes d'espacement doivent être compatibles avec la thermohydraulique des assemblages et du cœur du réacteur.
Comme déjà évoqué, les plaquettes sont des surépaisseurs aménagées sur les faces extérieures du boîtier, qui réduisent ou suppriment localement le jeu entre les assemblages adjacents. La surface de contact, ou plus précisément la largeur des plaquettes ne doit donc pas être trop importante au risque de boucher l'espace entre les assemblages adjacents et par là d'empêcher la circulation de sodium entre les boîtiers des assemblages.
Le débit de sodium entre les assemblages est très faible et ne participe pas au refroidissement des assemblages en fonctionnement normal. En revanche, la circulation de sodium entre les boîtiers des assemblages qui s'installe par convection naturelle dans certaines situations accidentelles, telles que la perte de débit primaire, devient nécessaire pour l'évacuation de la puissance résiduelle des assemblages.
En outre, la thermohydraulique interne à un assemblage est primordiale pour toutes les phases de fonctionnement.
Dans le cas de plaquettes non intrusives, c'est-à-dire qui ne réduisent pas l'entreplat interne du boîtier hexagonal, l'écoulement du sodium à l'intérieur d'un assemblage n'est pas perturbé.
Dans le cas contraire de plaquettes intrusives, la réduction d' entreplat interne représente localement un obstacle augmentant les pertes de charge dans l'assemblage et pouvant perturber l'écoulement du sodium en sortie d'assemblage au niveau de l'instrumentation de surveillance (température et débit sodium) située au-dessus du cœur. Il est alors impératif d'adapter la géométrie des plaquettes intrusives afin d'avoir un écoulement du sodium satisfaisant.
Les inventeurs ont alors cherché à identifier parmi les solutions connues de dispositifs d'espacement entre assemblages combustibles adjacents en cuve de réacteur nucléaire, celles qui pouvaient convenir pour garantir un espacement rigide entre assemblages combustibles pour réacteur R R-Na de quatrième génération de type ASTRID.
Le brevet US4142934 divulgue un assemblage combustible pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur RNR-Na, dont le boîtier hexagonal comporte des plaquettes rapportées sur chaque face, chaque plaquette étant constituée de deux demi-plaquettes agencées l'une à côté de l'autre. Les deux demi-plaquettes ont les mêmes dimensions, mais sont en des matériaux constitutifs de différents dont l'un est choisi pour avoir un coefficient de frottement faible, par exemple du Stellite, et l'autre est un acier. L'agencement des demi-plaquettes est réalisé de telle sorte que lorsque deux demi-plaquettes d'un assemblage sont en contact avec les deux demi-plaquettes de l'assemblage adjacent, chaque demi-plaquette est en contact avec une demi- plaquette d'un matériau différent. Un assemblage selon ce brevet US4142934 est incompatible avec les spécifications fonctionnelles des plaquettes pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID, car les plaquettes divisées chacune en deux demi-plaquettes ne permettent pas d'obtenir une augmentation de leur raideur.
Le brevet FR2509896 divulgue également un assemblage combustible pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur RNR-Na, dans lequel les plaquettes sont sous la forme d'emboutis dans chacun des coins du tube hexagonal du boîtier. Si les plaquettes en coins selon ce brevet FR 2509896 permettraient à priori d'augmenter la raideur des plaquettes dans les proportions recherchées, les inventeurs pensent qu'elles ne peuvent pas être retenues comme solution d'espacement pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID, en raison du manque de tolérance qu'elles induisent vis-à-vis d'un défaut d'orientation angulaire des assemblages. En effet, un léger défaut angulaire d'orientation d'un assemblage selon ce brevet FR 2509896 se traduirait par un déplacement plus important au niveau des coins, ce qui conduirait à des pressions de contact et donc à des frottements au niveau des plaquettes entre les assemblages plus importantes. Cela ne va pas dans le sens de la fonction recherchée de minimiser les efforts de manutention des assemblages.
Le brevet FR2403626 divulgue quant à lui un assemblage combustible pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur RNR-Na, comprenant un tube de boîtier à section dodécagonale avec un côté plat ou convexe localisé dans chaque coin du tube, en lieu et place d'un tube à section hexagonale usuelle pour un boîtier d'assemblage. Cette géométrie de tube à section dodécagonale permet de limiter l'expansion du boîtier d'assemblage sous irradiation. Cela garantit ainsi la géométrie et les performances neutroniques du cœur puisque les vibrations sont diminuées du fait du maintien des jeux entre les aiguilles de combustible et le boîtier, et donc les instabilités de réactivité sont limitées. En supposant que l'on adopte pour le boîtier d'assemblage une section dodécagonale comme divulgué dans ce brevet FR2403626 avec des plaquettes toujours positionnées individuellement au milieu de chaque face principale, l'augmentation de raideur des plaquettes serait certes effective, du fait de la limitation de la flexion des faces principales, mais probablement insuffisante vis-à-vis de l'objectif fixé dans le cadre d'un réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID, car l'épaisseur d'acier au niveau des plaquettes ne serait pas pour autant augmentée.
Le brevet US4543233 divulgue aussi un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR-Na, avec des plaquettes de section circulaire logées dans la face extérieure du boîtier hexagonal et fixées à lui au moyen d'une rondelle-ressort.
Le brevet JP2006145506 divulgue un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR-Na, avec des plaquettes rapportées sur l'extérieur du boîtier de l'assemblage, analogues à celles du brevet US4543233. Les plaquettes également de section circulaire sont chacune logées dans un trou pratiqué sur chacune des faces du tube du boîtier et attachées à lui par vissage ou soudage. Les inventeurs estiment que les plaquettes rapportées sur l'extérieur des faces du boîtier selon les brevets US4543233 et JP2006145506 ne conduisent pas à une augmentation significative de raideur, en tout cas pas dans les proportions recherchées pour un réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID.
Le brevet FR2921509 divulgue un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR, notamment de type RNR-Na, comprenant à l'intérieur du boîtier hexagonal, une structure rapportée en forme d'étoile à six branches, agencée au-dessus du faisceau d'aiguilles combustibles. La structure peut avoir des branches plus ou moins longues, et peut éventuellement intégrer en plus des barreaux latéraux entre branches pour rigidifïer la structure. L'extrémité libre de chacune des branches est prolongée par une plaquette d'espacement qui passe au travers d'une ouverture au milieu de chaque face du boîtier. Un assemblage selon ce brevet FR2921509 n'est pas compatible avec au moins certaines des spécificités fonctionnelles d'un assemblage combustible pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID. En particulier, la structure en étoile rapportée à l'intérieur du boîtier constitue une masse d'acier importante rajoutée dans la zone du plénum, ce qui conduit nécessairement à dégrader le coefficient de vidange au point de ne pouvoir garantir l'effet CFV du cœur. Par ailleurs, la structure en étoile constitue par nature un obstacle à l'écoulement du sodium dans l'assemblage, avec une augmentation conséquente des pertes de charge et une perturbation de l'écoulement en sortie d'assemblage.
Le brevet US4306938 décrit un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR- Na, comprenant des plaquettes embouties sous la forme d'un bourrelet ou bande continue sur toute la périphérie du boîtier hexagonal. Les plaquettes embouties sont rigidifïées par la mise en place d'un manchon disposé à l'intérieur du boîtier et qui est embouti en même temps que les plaquettes et vient se loger une fois déformé dans le creux de déformation des plaquettes. L'entreplat derrière les plaquettes est alors identique à celui du boîtier hexagonal. Un assemblage selon ce brevet US4306938 ne peut répondre à bon nombre des spécificités fonctionnelles d'un assemblage combustible pour réacteur R R-Na de quatrième génération de type ASTRID. Tout d'abord, le manchon se logeant exactement dans le creux formé par l'emboutissage des plaquettes, son épaisseur est de fait limitée à la profondeur d'emboutissage qui est égale à la moitié de la distance entre deux assemblages adjacents, soit typiquement de l'ordre de 1,5 à 3 mm. Cette épaisseur est faible et insuffisante pour que la raideur équivalente de l'ensemble constituée des plaquettes et du manchon, puisse augmentée la raideur intrinsèque des plaquettes d'un facteur 5. Ensuite, les plaquettes étant embouties en continu sur toute la périphérie extérieure du boîtier, elles bouchent complètement l'espace entre assemblages. Cela empêche d'obtenir une circulation de sodium ou perturbe l'installation d'une convection naturelle entre les assemblages. Enfin, du fait qu'une plaquette est emboutie sur toute la largeur d'une face du boîtier, la surface de contact au niveau des plaquettes de deux assemblages adjacents est importante. De plus, les plaquettes sont embouties dans un boîtier en acier ferritique, donc le jeu au niveau des plaquettes à la température de manutention est proche de zéro. Ces deux aspects vont dans le sens d'augmenter les efforts de manutention lors de l'extraction/insertion de l'assemblage dans le réseau.
La demande de brevet US2014/185734 divulgue un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR-Na, comprenant un boîtier à structure à double-paroi constitué d'un tube intérieur logé dans un tube extérieur de section hexagonale. Le tube intérieur se déforme sous l'effet des chargements internes jusqu'à venir en contact avec le tube extérieur. Le tube extérieur encaisse les efforts transmis par le tube intérieur. La bonne répartition des déformations / contraintes entre les deux tubes permet de limiter les déformations sur le tube extérieur. Des raidisseurs supplémentaires peuvent être disposés entre les deux tubes pour limiter la déformation du tube extérieur. Dans cette demande de brevet, la problématique concerne la transmission d'efforts, sous l'effet de la pression du caloporteur, de l'intérieur de la structure de l'assemblage interne vers l'extérieur. Cette problématique est l'inverse de celle qui se pose pour un assemblage combustible pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID, pour lequel il s'agit de limiter les efforts provenant de l'extérieur de la structure vers l'intérieur sous l'effet des forces de poussée des assemblages adjacents.
Il existe donc un besoin d'améliorer les dispositifs d'espacement entre assemblages combustibles adjacents d'un réseau compact au sein d'un cœur de réacteur nucléaire, notamment afin de répondre aux spécifications des dispositifs d'espacement d'un assemblage combustible pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID.
Le but de l'invention est de répondre au moins en partie à ce besoin.
Exposé de l'invention Pour ce faire, l'invention a pour objet un assemblage pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na), comportant un boîtier d'axe longitudinal (X), chaque face principale du boîtier comprenant, dans sa partie centrale, une plaquette d'espacement avec un assemblage adjacent, comprenant une partie faisant saillie vers l'extérieur et délimitant intérieurement un creux sans matière à l'intérieur du boîtier, l'assemblage comprenant en outre un manchon de renfort constitué d'une tube creux adapté pour laisser passer le caloporteur du réacteur, rapporté et maintenu à l'intérieur du boîtier et agencé en regard des plaquettes en formant avec chacun d'entre elles une cavité.
Selon un mode de réalisation, le boîtier est de section hexagonale.
Selon un mode de réalisation avantageux, chaque plaquette est une plaquette emboutie, le manchon étant agencé en regard des creux d'emboutis des plaquettes.
De préférence, chaque plaquette présente une surface extérieure de contact avec l'assemblage adjacent, qui a une forme rectangulaire.
Selon un mode de réalisation avantageux, le manchon de renfort comprend en outre un bord droit incliné formant un convergent reliant la périphérie intérieure du dessous du manchon à la périphérie extérieure du dessous du manchon et un bord droit incliné formant un divergent reliant la périphérie intérieure du dessus du manchon à la périphérie extérieure du dessus du manchon. Les plaquettes renforcées au moyen d'un manchon selon l'invention constituent des plaquettes intrusives dans la mesure où le manchon rapporté constitue un obstacle à l'écoulement du sodium dans l'assemblage. Ainsi, en aménageant un convergent en amont et un divergent en aval de la partie épaisse du manchon, on minimise d'une part les pertes de charge et on contribue donc à la réalisation de la thermohydraulique interne à l'assemblage, et d'autre part on contribue grâce à la réduction de la quantité d'acier au maintien du coefficient de vidange négatif (CFV) recherché dans le cadre du réacteur ASTRID.
Avantageusement, le manchon de renfort présente une hauteur inférieure à celle des plaquettes, les hauteurs étant mesurées selon l'axe longitudinal (X).
Dans le cas de plaquettes embouties, le manchon de renfort peut à contrario présenter une hauteur supérieure à celle des plaquettes embouties, les hauteurs étant mesurées selon l'axe longitudinal (X). Dans ce cas, le manchon comprend des moyens pour permettre le remplissage et la vidange de liquide et la non accumulation de gaz à l'intérieur de chaque cavité formée entre le manchon et une plaquette. Ces moyens peuvent consister avantageusement en au moins deux trous traversant le manchon, qui débouchent chacun dans chaque cavité formée entre le manchon et une plaquette, ces trous étant localisés respectivement au niveau de la partie inférieure et de la partie supérieure de la cavité. Selon une première variante de réalisation, le manchon de renfort comprend un cylindre creux de hauteur supérieure ou égale à celle des plaquettes et de diamètre extérieur sensiblement égal à la plus grande dimension de la section transversale intérieure du boîtier.
Selon une deuxième variante de réalisation, le manchon de renfort comprend une pièce dont la périphérie extérieure comporte des portions hexagonales épousant la section hexagonale intérieure du boîtier. Selon cette variante, la périphérie intérieure peut être à section transversale circulaire.
Selon une troisième variante de réalisation, le manchon de renfort comprend une pièce dont la périphérie extérieure est à section transversale hexagonale épousant la section hexagonale intérieure du boîtier. Selon cette variante, la périphérie intérieure peut être également à section transversale hexagonale, la hauteur de la périphérie intérieure de la pièce étant inférieure à celle de sa périphérie extérieure.
Selon un mode de réalisation avantageux, le manchon de renfort est réalisé dans un matériau dont le coefficient de dilatation thermique et le gonflement d'irradiation est supérieur à celui du matériau du boîtier comprenant les plaquettes de l'assemblage.
Selon ce mode, le manchon de renfort est réalisé de préférence en acier austénitique et le boîtier est de préférence réalisé en acier ferritique ou martensitique.
Selon un mode de réalisation avantageux, afin de fixer au mieux le manchon à l'intérieur du boîtier, le manchon de renfort est accroché à une ou plusieurs structures de l'assemblage par des moyens d'accrochage disposés en périphérie de la section interne du boîtier.
L'assemblage qui vient d'être décrit constitue avantageusement un assemblage combustible, le boîtier étant destiné à être inséré à la verticale dans le supportage du cœur du réacteur, le boîtier comprenant une partie supérieure formant la tête de l'assemblage logeant un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) constituée d'absorbants neutroniques et une portion centrale logeant des aiguilles de combustible nucléaire, les plaquettes d'espacement étant disposées dans un plan situé au-dessus des aiguilles de combustible.
Dans ce mode, les moyens d'accrochage du manchon sont des tiges reliées aux structures inférieures de la PNS.
L'assemblage combustible tel que défini permet de répondre aux spécifications des dispositifs d'espacement d'un assemblage combustible pour réacteur RNR-Na de quatrième génération de type ASTRID.
L'assemblage décrit peut également constituer tout autre type d'assemblage non combustible pouvant être inséré dans un cœur de réacteur refroidi au sodium RNR-Na, comme par exemple un assemblage réflecteur, un assemblage de Protection Neutronique Latérale (PNL), une barre de commande, un assemblage expérimental, un dispositif complémentaire de sûreté, un assemblage surgénérateur ou un assemblage de transmutation.
L'invention concerne également un procédé de réalisation d'un assemblage décrit ci- dessus, comprenant les étapes suivantes :
- réalisation d'un manchon de renfort aux dimensions extérieures adaptées aux dimensions réelles de la section intérieure du boîtier d'assemblage afin de garantir un jeu de montage réduit ;
- préchauffage du boîtier pour augmenter le jeu de montage ;
- insertion du manchon muni de ses moyens d'accrochage à l'intérieur du boîtier préchauffé jusqu'à son positionnement en regard des plaquettes ;
- accrochage du manchon aux structures internes à l'assemblage ;
- refroidissement du boîtier.
L'invention concerne encore l'utilisation d'un assemblage combustible décrit ci- dessus dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides R R, tel qu'un réacteur refroidi au gaz ou au métal liquide, le métal liquide étant choisi parmi le sodium, le plomb ou le plomb-bismuth.
Description détaillée
D'autres avantages et caractéristiques de l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée de l'invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes parmi lesquelles :
- 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 R R-Na ;
- la figure 2 est une vue en perspective d'un assemblage combustible selon l'état de l'art, qui a déjà utilisé dans le réacteur nucléaire « Phénix », la figure montrant les dispositifs sous forme de plaquettes d'espacement avec un assemblage combustible adjacent dans le cœur du réacteur ;
- la figure 2A est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible envisagé pour ASTRID au début du projet, montrant plus précisément le positionnement des plaquettes par rapport aux autres éléments de l'assemblage ;
- les figures 3A et 3B sont des vues respectivement en perspective et en coupe transversale d'une partie d'un boîtier à section transversale hexagonale d'assemblage combustible selon les figures 2 et 2A montrant les emboutis formant les plaquettes ;
- la figure 3C est une vue de détail de face d'une plaquette selon les figures 3A et 3B ;
- la figure 4 est identique à la figure 3B et montre la déformation d'une face du boîtier lorsque celui-ci est soumis à une force appliquée sur une plaquette alors que les trois faces opposées du boîtier sont maintenues ; - la figure 5 est une vue en coupe transversale d'une partie d'un assemblage combustible à boîtier à section transversale hexagonale montrant un dispositif d'espacement à plaquettes selon la figure 2A et un manchon rapporté selon l'invention, tels qu'envisagés pour le réacteur nucléaire ASTRID ;
- la figure 6 est une vue en perspective d'une partie d'un boîtier à section hexagonale avec plaquettes embouties montrant une première variante du manchon selon l'invention ;
- la figure 7 est une vue en perspective d'une partie d'un boîtier à section hexagonale avec plaquettes embouties montrant une deuxième variante du manchon selon l'invention ;
- la figure 8 est une vue en perspective d'une partie d'un boîtier à section hexagonale avec plaquettes embouties montrant une troisième variante du manchon selon l'invention ;
- la figure 9 est une vue en perspective d'une partie d'un boîtier à section hexagonale avec plaquettes embouties montrant la troisième variante du manchon selon l'invention avec ses moyens de fixation à l'intérieur du boîtier d'assemblage ;
- la figure 10 est une vue de détail en coupe d'une variante avantageuse d'un manchon de renfort selon l'invention, permettant d'améliorer la thermo hydraulique au sein de l'assemblage combustible qui en est muni ;
- les figures 11A et 11B sont des vues schématiques en coupe d'une autre variante avantageuse d'un manchon de renfort selon l'invention, permettant d'améliorer la thermohydraulique au sein de l'assemblage combustible qui en est muni.
- la figure 12 est une vue schématique en coupe d'un manchon de renfort selon l'invention à section dodécagonale fixé dans un boîtier d'assemblage à section hexagonale.
Par souci de clarté, les mêmes références désignant les mêmes éléments d'assemblage combustible et de dispositifs d'espacement à plaquettes selon l'art antérieur et selon l'invention sont utilisées pour toutes les figures 1 à 12.
Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur »,
« supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à un assemblage combustible tels qu'il est en configuration verticale dans un réacteur nucléaire.
Les figures 1 à 3C relatives à l'état de l'art ont déjà été décrites en détail en préambule et ne sont donc pas commentées ci-après.
Partant du constat que les plaquettes 2 d'espacement avec un assemblage combustible adjacent ne présentaient pas une raideur K suffisante pour répondre aux spécificités d'un assemblage combustible de réacteur nucléaire RNR-Na de 4eme génération, les inventeurs ont analysé le mode de déformation des plaquettes. Ainsi, la faible raideur d'une plaquette 2 réalisée par embouti se caractérise, à force d'écrasement donnée sur cette plaquette, par un déplacement important de celle-ci.
Les inventeurs ont pu mettre en évidence que ce déplacement ou effacement important de la plaquette soumise à une force est causé en premier lieu par la déformation en flexion de la face du boîtier hexagonal qui intègre la plaquette en question. Ce phénomène a été reproduit par calcul aux éléments finis et est montré en figure 4.
Les inventeurs ont alors pensé à renforcer l'intérieur des emboutis 2 par un manchon de renfort 3 rapporté et maintenu à l'intérieur du boîtier 10 à section hexagonale et positionné en regard des plaquettes 20, plus précisément au niveau du creux 21 des emboutis des plaquettes 2.
Un assemblage combustible 1 intégrant un tel manchon 3 selon l'invention, tel qu'il est destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire R R-Na de type ASTRID, est montré en figure 5. Tout comme pour les assemblages combustibles selon l'état de l'art destinés à des réacteurs RNR, l'assemblage 1 selon l'invention est de forme allongée selon un axe longitudinal X et comprend un boîtier 10 à section transversale hexagonale, dont l'extrémité de la portion supérieure 11 forme la tête de l'assemblage, et qui enveloppe un dispositif de protection neutronique appelé PNS comprenant des absorbants neutroniques 18. La portion centrale 12 de l'assemblage 1 enveloppe des aiguilles de combustible 14 formant la zone fissile de l'assemblage.
L'assemblage 1 comprend enfin une portion inférieure non représentée formant le pied de l'assemblage, dans le prolongement du boîtier 10, comme dans l'assemblage selon l'état de l'art. Le pied de l'assemblage présente une extrémité distale en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré à la verticale dans le sommier d'un cœur de réacteur. Le pied de l'assemblage comporte également à sa périphérie des ouvertures débouchant en son sein pour l'entrée du sodium à l'intérieur de l'assemblage.
Comme montré en figure 5, le manchon de renfort 3 selon l'invention est logé et maintenu à l'intérieur du boîtier 10 au-dessus des aiguilles de combustible 14 et positionné en regard des creux d'emboutis de plaquette 2.
Chaque plaquette emboutie 2 présente toujours une surface extérieure 20 de contact avec l'assemblage adjacent, qui a une forme rectangulaire et qui n'est pas impactée par le manchon 3, chaque plaquette 2 présentant toujours un creux d'embouti 21 sans matière à l'intérieur du boîtier.
On peut ainsi envisager des plaquettes sous d'autres formes, telles que circulaire, ou toute autre forme réalisable et satisfaisant aux contraintes d'espacement et de rigidité recherchée.
Le manchon de renfort 3 selon l'invention permet de limiter la déformation par flexion de chacune des six faces du boîtier 10 et d'augmenter ainsi la raideur des plaquettes embouties 2. La raideur globale équivalente est alors la somme de la raideur des plaquettes embouties 2 et de la raideur du manchon 3.
Le manchon de renfort 3 selon l'invention étant une pièce rapportée à l'intérieur du boîtier 3, on peut lui donner une multitude de géométries (forme de la section, épaisseur, hauteur) selon la raideur visée et les contraintes de fabrication/montage inhérentes à l'assemblage.
On peut ainsi envisager des manchons sous forme d'anneaux à section transversale circulaire, hexagonale, dodécagonale, et à section radiale carrée, trapézoïdale, en forme de « T » (nervure), de « U »... De manière générale, le manchon 3 de renfort selon l'invention peut être aisément adapté en termes de géométries, dimensions et/ou matériaux.
On a représenté trois variantes de géométrie différentes de manchon en figures 6 à 8 qui peut donc être:
- un cylindre creux 3 de diamètre extérieur sensiblement égal à Γ entreplat interne du boîtier 10 (figure 6) ;
- une pièce 3' dont la périphérie extérieure 30 est à section transversale hexagonale épousant celle intérieure du boîtier 10 et dont la périphérie intérieure 31 est à section transversale circulaire (figure 7) ;
- une pièce 3" dont la périphérie extérieure 30 est à section transversale hexagonale épousant celle intérieure du boîtier 10 et dont la périphérie intérieure 31 est également à section transversale hexagonale, la hauteur de la périphérie intérieure de la pièce étant inférieure à celle de sa périphérie extérieure. La périphérie extérieure 30 peut être reliée à la périphérie intérieure 31 par une nervure centrale 32 (figure 8). La section radiale du manchon est alors en forme de « T ».
Le choix du matériau du manchon 3 est libre. Avantageusement, le manchon 3 est réalisé dans un matériau dont le coefficient de dilatation thermique et le gonflement sous irradiation est supérieur à celui du matériau du boîtier comprenant les plaquettes de l'assemblage. De préférence, le manchon 3 est en acier austénitique de type AISI 316, car c'est le matériau qui présente le meilleur compromis vis-à-vis des fonctions à remplir dans le cadre d'un assemblage combustible 1 pour réacteur nucléaire RNR-Na de type ASTRID, muni d'un boîtier en acier martensitique de type EM10.
On a représenté en figure 9 une variante avantageuse d'accrochage du manchon 3" de la figure 8. Selon cette variante illustrée, le manchon 3" est accroché (suspendu) aux structures inférieures fixes de la PNS (non représentées) au moyen de tiges d'accrochage 4 disposées chacune dans un angle de la section hexagonale interne du boîtier 10. Les tiges d'accrochage 4 représentées sont à section circulaire mais toute autre section peut convenir. Avec de telles tiges d'accrochages 4, le procédé de montage de l'assemblage combustible est compatible avec la gamme de montage de référence déjà avancée pour le réacteur ASTRID, seule la liaison du manchon 3 avec la PNS venant s'ajouter comme étape préalable.
L'avantage du procédé de montage selon l'invention du manchon 3 dans le boîtier 10 est qu'il ne nécessite pas de liaison mécanique supplémentaire entre le manchon 3 avec le boîtier 10, de type soudure, vissage, sertissage ...
Le manchon 3 est inséré avec du jeu à l'intérieur du boîtier 10. Il faut alors veiller à réaliser une bonne calibration du jeu manchon 3 par rapport à la paroi intérieure du boîtier 10.
Il est ainsi nécessaire de vérifier les conditions suivantes :
- le jeu doit être strictement positif et d'une valeur suffisante lors du montage du manchon 3 dans le boîtier 10, c'est-à-dire dans une ambiance d'atelier de montage à température ambiante d'environ 20°C;
- le jeu doit être nul ou légèrement négatif (serrage) en fonctionnement nominal du réacteur, c'est-à-dire à une température de 550°C en moyenne au niveau des plaquettes 2. Cette condition permet d'assurer le bon contact entre le manchon 3 et le boîtier 10 afin d'avoir effectivement l'augmentation de raideur des plaquettes recherchée dans le cadre de l'invention.
Les deux conditions sur le jeu, décrites précédemment peuvent être remplies avec un manchon de caractéristiques suivantes :
- le manchon 3 est réalisé en acier austénitique, qui présente un coefficient de dilatation thermique et un gonflement sous flux plus élevés que le boîtier 10 en acier ferritique ou martensitique. De ce fait le rattrapage du jeu en fonctionnement à 550°C entre manchon 3 et boîtier 10 est facilité;
- pour le montage du manchon 3 dans le boîtier 10, ce dernier est préchauffé à une température d'environ 100 à 200°C tandis que le manchon 3 est maintenu à environ 20°C. La différence de dilatation entre les deux aciers constitutifs permet ainsi d'augmenter le jeu de montage;
- les dimensions externes du manchon 3, qui définissent la surface de contact avec le boîtier 10 sont usinées au dernier moment avant montage et adaptées en fonction de la mesure réelle de l'entreplat interne du TH. Ceci permet de s'affranchir des tolérances de fabrication du boîtier 10 qui peuvent être relativement importantes.
Du fait qu'il est rapporté, le manchon 3 selon l'invention peut être choisi avec une hauteur indépendante de la hauteur des plaquettes 2, contrairement à la solution de manchon selon le brevet US4306938 qui présente de facto la même hauteur que celle des plaquettes.
A titre d'exemple, les inventeurs considèrent qu'un manchon 3, comme montré en figure 10, de hauteur utile Hl égale à 50 mm pour des plaquettes embouties 2 ayant une hauteur d'emboutissage h de 80 mm est tout-à-fait satisfaisant. Avec cette hauteur utile, l'épaisseur E de manchon 3 nécessaire pour augmenter la raideur d'un facteur 5 est de 8,6 mm.
Afin de minimiser les pertes de charge induites par un manchon selon l'invention, une variante avantageuse illustrée en figure 10, consiste à réaliser le manchon 3 avec un bord droit incliné 33 formant un convergent reliant la périphérie intérieure 31 du dessous du manchon à la périphérie extérieure 30 du dessous du manchon et un bord droit incliné 34 formant un divergent reliant la périphérie intérieure 31 du dessus du manchon à la périphérie extérieure 30 du dessus du manchon 3.
Cette variante est d'autant plus efficace que l'épaisseur du manchon est importante. Dans la variante où la hauteur totale H3 du manchon 3 incluant le convergent 33 et le divergent 34 excède celle des plaquettes embouties, le volume entre la plaquette emboutie 2 et le manchon 3 est délimité par le creux d'embouti 21 et forme une cavité fermée. Il est alors nécessaire de prévoir, dans la partie inférieure du convergent 33, au minimum un trou débouchant de remplissage et de vidange du sodium liquide de cette cavité. Au minimum un autre trou débouchant dans la partie supérieure du divergent peut être également nécessaire afin d'éviter d'emprisonner du gaz lors du remplissage de la cavité en sodium.
On peut prévoir en lieu et place du convergent 33 et du divergent 34 d'autres moyens limitant la perturbation de l'écoulement du sodium dans l'assemblage.
Pour illustrer ce dernier point, on a représenté en figures 11 A et 11B, des ouvertures débouchantes 35, 36, respectivement plus ou moins grandes dans l'épaisseur du manchon et qui permettent de laisser le passage au sodium. A ce stade, les inventeurs pensent que cette solution est moins optimisée qu'une solution à convergent/divergent, et qu'elle ne peut pas être appliquée aux assemblages à fort débit ou ceux nécessitant une grande raideur de plaquettes.
Avec un manchon 3 de faible hauteur devant celle des plaquettes, il est possible de garantir un coefficient de vidange globalement négatif (cœur CFV) qui est un point clef du réacteur ASTRID. En effet, des études réalisées par les inventeurs ont montré que le paramètre minimisant l'augmentation de réactivité en cas de vidange est une faible hauteur de manchon 3, même si son épaisseur doit alors être augmentée pour rester à raideur équivalente.
En outre, on montre également par le calcul que la raideur d'un manchon 3 sollicité en compression varie linéairement avec sa hauteur, mais varie avec le cube de son épaisseur.
Pour maximiser la raideur du manchon 3 selon l'invention, et par conséquent celle des plaquettes embouties 2, il est alors préférable d'envisager un manchon 3 de faible hauteur et de forte épaisseur.
Les inventeurs ont finalement montré, au travers des différentes études, que l'invention était à même de répondre au besoin des assemblages combustibles pour le réacteur ASTRID, à savoir une augmentation de la raideur des plaquettes d'un facteur 5 par rapport à l'état de l'art tout en conservant un coefficient de vidange négatif, et en étant compatible avec la manutention, la fabrication et la thermohydraulique du réacteur.
Un assemblage combustible 1 selon l'invention qui vient d'être décrit permet donc de répondre à l'ensemble des spécifications fonctionnelles d'espacement d'un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire RNR de quatrième génération comme ASTRID.
L'invention a été décrite dans le contexte particulier d'un assemblage combustible pour réacteur nucléaire RNR de quatrième génération comme ASTRID, c'est-à-dire à cœur CFV, ce qui implique de nombreuses contraintes à vérifier simultanément.
Dans d'autres réacteurs RNR ou pour des assemblages non combustibles, certaines de ces contraintes peuvent être relaxées ou abandonnées, comme principalement:
- une architecture de cœur non CFV permet un quasi libre choix des dimensions du manchon (quantité acier non limitée) ;
- l'absence ou un faible débit de sodium permet de s'affranchir d'un convergent 33 et d'un divergent 34 sur le manchon 3 comme montré en figure 10.
Aussi, d'une manière générale, c'est-à-dire si l'on sort du contexte particulier au réacteur ASTRID, l'invention s'applique à tout type d'assemblage:
- quelles que soient la géométrie, la section transversale, la section radiale, les dimensions du manchon. On pourrait notamment envisager un manchon à section dodécagonale dans un boîtier à section hexagonale comme montré en figure 12;
- quel que soit le type de plaquettes: il peut s'agir de plaquettes embouties dans le boîtier, mais également de tout autre type de plaquettes non embouties et non intrusives, comme par exemple des plaquettes rapportées sur l'extérieur du boîtier;
- quelle que soit la géométrie des plaquettes sur le boîtier: il peut s'agir d'une forme rectangulaire, circulaire, carrée, ou autre.
D'autres variantes et améliorations peuvent être prévues sans pour autant sortir du cadre de l'invention.
Ainsi, si le manchon de renfort décrit 3 est rapporté dans un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides (RNR) de quatrième génération de type ASTRID, on peut envisager de le faire à tout autre type de RNR dont l'espacement entre les assemblages doit être assuré par le boîtier des assemblages et doit être garanti avec une certaine raideur. Il peut s'agir de tous les RNR refroidis au gaz, sodium, plomb, plomb-bismuth, etc....
Si le manchon de renfort décrit 3 est rapporté dans un assemblage combustible, il peut aussi être rapporté pour renforcer tout autre type d'assemblage présent dans un cœur de RNR, tel qu'un assemblage réflecteur, un assemblage de Protection Neutronique Latérale (PNL), une barre de commande, un assemblage expérimental, un dispositif complémentaire de sûreté, un assemblage surgénérateur, un assemblage de transmutation, etc...
D'autres moyens d'accrochage du manchon de renfort 3 que les tiges d'accrochage 4 à la PNS peuvent être envisagés dans le cadre de l'invention. Les inventeurs pensent ainsi que toute liaison à base de rotule au niveau des attaches est préférable notamment afin de s'affranchir d'hyperstatismes qui sont sources potentielles de blocage au montage ou d'efforts en fonctionnement.
Référence citée
[1] : Manuel « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » - Les techniques de l'Ingénieur B 3 171

Claims

REVENDICATIONS
1 Assemblage pour réacteur nucléaire, notamment pour un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium RNR-Na, comportant un boîtier (10) d'axe longitudinal (X), chaque face principale du boîtier comprenant, dans sa partie centrale, une plaquette (2) d'espacement avec un assemblage adjacent, comprenant une partie faisant saillie vers l'extérieur et délimitant intérieurement un creux sans matière à l'intérieur du boîtier, l'assemblage comprenant en outre un manchon de renfort (3) constitué d'une tube creux adapté pour laisser passer le caloporteur du réacteur, rapporté et maintenu à l'intérieur du boîtier (10) et agencé en regard des plaquettes (2) en formant avec chacun d'entre elles une cavité.
2. Assemblage selon la revendication 1, le boîtier (10) étant de section hexagonale.
3. Assemblage selon la revendication 1 ou 2, chaque plaquette étant une plaquette emboutie (20), le manchon étant agencé en regard des creux d'emboutis (21) des plaquettes (2).
4. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, chaque plaquette présentant une surface extérieure (20) de contact avec un assemblage adjacent, qui a une forme rectangulaire.
5. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, le manchon de renfort (3) comprenant en outre un bord droit incliné formant un convergent (33) reliant la périphérie intérieure (31) du dessous du manchon à la périphérie extérieure (30) du dessous du manchon et un bord droit incliné formant un divergent (34) reliant la périphérie intérieure (31) du dessus du manchon à la périphérie extérieure (30) du dessus du manchon.
6. Assemblage selon l'une des revendications 3 à 5, le manchon de renfort (3) présentant une hauteur inférieure à celle du creux d'embouti (21) des plaquettes embouties (2), les hauteurs étant mesurées selon l'axe longitudinal (X).
7. Assemblage selon l'une des revendications 3 à 5, le manchon de renfort (3) présentant une hauteur supérieure ou égale à celle du creux d'embouti (21) des plaquettes (2), les hauteurs étant mesurées selon l'axe longitudinal (X), le manchon comprenant des moyens pour permettre le remplissage et la vidange de liquide et la non accumulation de gaz à l'intérieur de chaque cavité formée entre le manchon et une plaquette.
8. Assemblage selon la revendication 7, les moyens consistant en au moins deux trous traversant le manchon, qui débouchent chacun dans chaque cavité formée entre le manchon et une plaquette, ces trous étant localisés respectivement au niveau de la partie inférieure et de la partie supérieure de la cavité.
9. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, le manchon de renfort comprenant un cylindre creux (3) de hauteur supérieure ou égale à celle des plaquettes (2), et de diamètre extérieur sensiblement égal à la plus grande dimension de la section transversale interne du boîtier.
10. Assemblage selon l'une des revendications 2 à 9, le manchon de renfort comprenant une pièce (3') dont la périphérie extérieure (30) comporte des portions hexagonales épousant la section hexagonale intérieure du boîtier.
11. Assemblage selon la revendication 10, la pièce (3') présentant une périphérie intérieure (31) à section circulaire.
12. Assemblage selon l'une des revendications 2 à 9, le manchon de renfort comprenant une pièce (3") dont la périphérie extérieure (30) est à section transversale hexagonale épousant la section hexagonale intérieure du boîtier.
13. Assemblage selon la revendication 12, la pièce (3") présentant une périphérie intérieure également à section transversale hexagonale, la hauteur de la périphérie intérieure de la pièce étant inférieure à celle de sa périphérie extérieure.
14. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, le manchon de renfort étant réalisé dans un matériau dont le coefficient de dilatation thermique et le gonflement sous irradiation est supérieur à celui du matériau du boîtier comprenant les plaquettes de l'assemblage.
15. Assemblage selon la revendication 14, le manchon de renfort (3) étant réalisé en acier austénitique.
16. Assemblage selon les revendications 14 ou 15, le boîtier (10) étant réalisé en acier ferritique ou martensitique.
17. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, le manchon de renfort (3) étant accroché à une ou plusieurs structures à l'assemblage par des moyens d'accrochage (4) disposés en périphérie de la section interne du boîtier.
18. Assemblage (1) notamment pour un réacteur refroidi au sodium R R-Na, selon l'une quelconque des revendications précédentes, constituant un assemblage combustible, le boîtier étant destiné à être inséré à la verticale dans le supportage du cœur du réacteur, le boîtier comprenant une portion supérieure formant la tête de l'assemblage (11) logeant un dispositif (2) de protection neutronique supérieure (PNS) et une portion centrale (12) logeant des aiguilles de combustible nucléaire (14), les plaquettes d'espacement (2) étant agencées au-dessus des aiguilles de combustible.
19. Assemblage combustible (1) selon la revendication 18 en combinaison avec la revendication 17, les moyens d'accrochage (4) du manchon étant des tiges reliées aux structures inférieures de la PNS.
20. Assemblage (1) notamment pour un réacteur refroidi au sodium RNR-Na, selon l'une quelconque des revendications 1 à 17, constituant un assemblage réflecteur, un assemblage de Protection Neutronique Latérale (PNL), une barre de commande, un assemblage expérimental, un dispositif complémentaire de sûreté, un assemblage surgénérateur ou un assemblage de transmutation.
21. Procédé de réalisation d'un assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, comprenant les étapes suivantes :
- réalisation d'un manchon de renfort (3) aux dimensions extérieures adaptées aux dimensions réelles de la section intérieure du boîtier (10) d'assemblage afin de garantir un jeu de montage réduit ;
- préchauffage du boîtier (10) ;
- insertion du manchon (3) muni de ses moyens d'accrochage (4) à l'intérieur du boîtier (10) préchauffé jusqu'à son positionnement en regard des plaquettes ;
- accrochage du manchon aux structures internes à l'assemblage ;
- refroidissement du boîtier (10).
22. Utilisation d'un assemblage combustible (1) selon l'une des revendications 18 ou 19 ou tout autre assemblage non combustible selon la revendication 20, dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides.
23. Utilisation selon la revendication 22, le réacteur étant refroidi au gaz ou au métal liquide, le métal liquide étant choisi parmi le sodium, le plomb ou le plomb-bismuth.
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