EP4611002A1 - Réacteur nucléaire à métal liquide dont la chaleur est transférée par des ailettes - Google Patents

Réacteur nucléaire à métal liquide dont la chaleur est transférée par des ailettes

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Publication number
EP4611002A1
EP4611002A1 EP24315074.5A EP24315074A EP4611002A1 EP 4611002 A1 EP4611002 A1 EP 4611002A1 EP 24315074 A EP24315074 A EP 24315074A EP 4611002 A1 EP4611002 A1 EP 4611002A1
Authority
EP
European Patent Office
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nuclear reactor
liquid metal
molten salt
alloy
reactor
Prior art date
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Pending
Application number
EP24315074.5A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Marc Grosman
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Individual
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Publication date
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Publication of EP4611002A1 publication Critical patent/EP4611002A1/fr
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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08—Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels

Definitions

  • the present invention relates to a liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor whose heat produced is transferred by heat-transfer fins to be used to produce electricity and/or heat.
  • This nuclear reactor is designed to meet the safety criteria defined for a fourth generation nuclear reactor, capable of consuming nuclear fuel stored in the form of waste, and to ensure the energy sovereignty of a country.
  • liquid metals are alloys with low melting points. This allows an operating temperature range generally higher than ambient temperature even at ambient pressure. Liquid metals or alloys can be used as coolants because they have excellent heat transfer properties and are used in low-pressure systems. This is the case in a sodium-cooled reactor (Phismex, Astrid). In addition, liquid metals or alloys absorb very little neutrons, which allows the reactor to operate with a fast neutron spectrum. Therefore, a liquid metal or alloy fast reactor is a high power density reactor that does not necessarily require a neutron moderator. The main differences between thermal reactors and fast reactors actually lie in the neutron cross sections, which have a significant energy dependence. However, it should be noted that the disadvantage of many alloys lies in their high chemical activity and in particular the interaction with oxygen and water or other materials.
  • control rods are generally mounted sliding in the longitudinal direction of the reactor so that they can be more or less immersed in the reactor core. They allow, in combination with a moderator structure and depending on the length of the immersed control rod, to control the fuel temperature and the speed of the neutrons generated by fission. Controlling the reactor with such control rods is particularly delicate. In addition, the presence of such control rods considerably increases the height and size of known reactors. Finally, an emergency cooling circuit is generally provided in previous reactors. Which increases the manufacturing and maintenance costs of reactors.
  • the patent US0027536 describes a portable heat pipe reactor concept that has a solid stainless steel monolithic core.
  • a heat pipe reactor has the advantage of not requiring an active pump.
  • the fuel and heat pipe configuration of the solid monolith can cause neutron leakage and absorption by the monolith.
  • the patent JP2014/119429 describes in one of its configurations a molten salt reactor whose cooling circuit does not pass through the reactor core but uses fins integral with the vessel and a thermo-syphon which are enclosed in a common enclosure.
  • This configuration presents a common mode, a risk of disarming the thermo-syphon, and it does not appear to include a corium receptacle to ensure a high level of safety.
  • the patent WO2016/197807 describes a molten salt reactor whose cooling circuit passes through the reactor core. This configuration presents a safety risk, particularly in the event of a cooling circuit failure.
  • the patent GB2543461 describes a recommendation for a reactor building, including the future AP1000 project, where metal rods pass through the reactor building to evacuate residual heat in the event of an accident.
  • This configuration is used to reinforce the Emergency Injection Network (RIS) but is not configured to be used for a reactor operating at full power.
  • RIS Emergency Injection Network
  • the patent US2018/075931 describes a molten salt reactor whose cooling circuit passes through the reactor core. This configuration presents a safety risk, particularly in the event of a cooling circuit failure.
  • the high-safety liquid metal and/or molten salt nuclear reactor operates at near-ambient pressure.
  • the nuclear reactor transfers heat through heat-transfer fins, not integral with the reactor containment vessel or the safety vessel or the protective shell, outside the latter and/or without a thermo-syphon.
  • the nuclear reactor can be operated for heating use and/or to produce electricity by a conventional or supercritical device.
  • the nuclear reactor requires fewer components (no primary circuit or circuit that crosses the reactor) and allows to increase the efficiency and safety.
  • the present invention structurally allows to reduce the costs of investment, construction, maintenance, operation, fuel.
  • This invention is designed to meet the safety criteria defined for a fourth-generation nuclear reactor, capable of consuming nuclear fuel stored in the form of waste, and to ultimately ensure the energy sovereignty of a country such as France.
  • the present invention relates to the production of a liquid metal and/or molten salt nuclear reactor having certain advantages by eliminating most of the disadvantages of loop and through circuits and making it possible to significantly reduce the investment cost compared to current reactors.
  • the present invention mainly consists of a high-safety nuclear reactor which may comprise a containment vessel, a nuclear reactor core housed inside the containment vessel, a neutron reflector spaced from the containment vessel and positioned between the core and the containment vessel, a fuel composed of a nuclear fission material dissolved in a liquid metal/or a molten salt which is the main constituent of the nuclear reactor core, a plurality of heat transfer heat exchanger fins, a possible heat exchanger external to the reactor to receive the heat transfer, at least one nuclear reactor shutdown system, a safety/safety retention vessel surrounding the containment vessel to recover the corium and thus provide another containment barrier, possibly a protective shell providing another containment barrier.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor can generate reliable, safe, and emission-free energy for the production of heat and electricity in decentralized sites.
  • Decentralized emission-free energy production can complement or even exceed centralized electricity generation capacity, thus increasing the distribution and availability of clean and reliable energy at significant cost savings.
  • the fuel cost is reduced.
  • the fuel is melted, so there is no need for a fuel fabrication plant, which can represent a significant saving, particularly in operation.
  • thorium is low cost, around €0.03/MWh electric. Compared to uranium, at around €10/MWh electric, thorium would be around 300 times cheaper.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor has the potential to generate a much smaller quantity of very long-lived radioactive waste.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor may eventually reduce the risk of nuclear weapons proliferation.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor can potentially play a vital role in the deployment of a closed fuel cycle and reduce long-lived waste.
  • the thorium nuclear cycle produces traces of uranium-232, when fast neutrons eject a neutron by (n, 2n) reaction of thorium-232 nuclei. Uranium-232 undergoes alpha decay and joins the thorium-228 decay chain. It should be noted that during this process, elements such as radium-224 emit significant gamma radiation.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor can burn Uranium or Thorium or Plutonium and transform minor actinides, long-lived nuclear waste, into shorter-lived nuclear waste by transmutation. The ultimate waste is then limited to the fission products of minor actinides, which are easier to store. In this case, the radioactivity level is close to 300 years. Furthermore, by using stocks of depleted uranium and spent fuel from reactors currently installed on French territory, this nuclear reactor is capable of independently supplying energy to a country such as France for 500 years.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor can produce as much or more fissile material as it consumes.
  • a fast neutron causes the fission of a plutonium-239 atom
  • other neutrons simultaneously transform uranium-238 into plutonium-239.
  • the necessary condition for the continuous regeneration of plutonium is not to slow down the neutrons.
  • the fuel is integrated into a liquid metal and/or molten salt and cooled by removing the heat outside the containment vessel of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor by heat transfer. It therefore incorporates a novelty and an innovation which aims to reinforce the safety of a basic nuclear installation.
  • the fuel used is in the form of a mixture of uranium 238 (approximately 80%) and plutonium (approximately 20%) or Thorium.
  • the fuel is immersed in a liquid metal or molten salts.
  • the liquid metal or molten salts serves as a coolant.
  • the temperature in the core of the nuclear reactor is between 600°C and 800°C.
  • the fuel transmits the calories created by fission to an external circuit via heat transfer fins in which a heat transfer fluid can circulate.
  • a safety vessel / corium recovery vessel (molten core) is placed under / or around the containment vessel of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor to recover the corium in the event of a nuclear reactor core meltdown.
  • the objective is to recover the corium, spread it out, cool it and confine the radioactivity.
  • a protective shell or other steel or concrete enclosure may serve as an additional containment barrier to increase the safety of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • a deterministic approach supplemented by a probabilistic approach makes it possible to consider almost all types of possible accidents even if the probability of the event occurring is low.
  • the hypothesis of a severe accident is taken into account.
  • the core geometry is designed to have a negative void coefficient, allowing the chain reaction to be stopped in a situation of loss of liquid metal, even in the hypothetical situation where no protection system would operate. Malicious acts are taken into account in the design, including the intentional crash of an aircraft.
  • the energy conversion system can use a gas (nitrogen) exchanger.
  • the overall net efficiency of the reactor can be greater than 50%. Residual thermal power can be passively removed, in the event of loss of electrical sources, by gas/air exchangers, by natural convection.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor does not need to be built near large waterways.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor has a geometric configuration that allows the internal structures to be inspected.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor can be operated for heating use and/or to produce electricity by a conventional or supercritical device.
  • the high-safety liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor is designed so that the fuel is cooled by liquid metal and/or molten salt.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor is designed to operate at near ambient pressure.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor is designed to transfer heat outside the core of the nuclear reactor by heat transfer fins not attached to the containment vessel of the nuclear reactor and without thermo-syphon.
  • liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor is not limited to the few examples of embodiments described; on the contrary, it is susceptible to variations and modifications.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) includes a nuclear thermal energy generation device from a few kW to a few MW thermal and can provide reliable, sustainable, flexible, safe energy at a moderate cost.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) has its core housed in a containment vessel.
  • the core of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor is the site of nuclear fission reactions and therefore the site of heat and radiation release.
  • This design has several advantages, particularly from a safety perspective, since it ensures excellent containment of radioactive materials, high thermal inertia and relatively simple operation.
  • great latitude is possible for the calculation of thermal characteristics and heat exchanges, in particular everything concerning the dimensions of the pipes and heat transfer fins or the associated pressure drops. Under these conditions, the nuclear reactor is much easier to size and optimize to reduce the cost of an installation.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) stabilizes itself. Indeed, when reactivity increases, the temperature rises. The strong thermal expansion of the liquid metal / fuel mixture pushes it out of the active region of the core when it heats up, thus decreasing its density in the active region of the core, and reducing the reactivity in the reactor. The temperature drops immediately. Conversely, when the liquid metal / fuel mixture cools, the density in the core increases, the probability of fission increases, as does the capacity to generate heat. These two effects give the reactor its character of stability, and allow it to follow the power demand (extraction of heat by the fins). The temperature of the reactor core and therefore the thermal power produced by the reactor, are thus regulated by the extraction of heat.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is designed for a long life.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) does not require any planned maintenance.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) allows autonomous energy production for decentralized needs.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a modular nuclear reactor with a high degree of safety which incorporates safety criteria of the fourth generation of reactor.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) includes a passive heat transport system.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises at least one shutdown system.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) includes a safety/retention vessel, to recover the corium in the event of melting of the containment vessel.
  • the reactor comprises a buffer tank of neutral gas and means for injecting said neutral gas into the gaseous ceiling for the purpose of compensating for variations in fuel volume.
  • fission gases such as helium, xenon, krypton and radon
  • Volatile fission gases are toxic to reactors, especially to increase the reactor's useful life, so it is preferable to eliminate them.
  • a device that will adsorb fission gases such as molecular sieves, to trap and retain these gases to reduce the pressure of the vessel.
  • the cooling of the molecular sieves can be achieved passively by the convective or heat transfer fins.
  • the liquid metal/or molten salt is molten halide.
  • liquid metal or alloy or molten salt (1000) nuclear reactor configuration fuel such as uranium oxyhalide is dissolved in the molten metal/or salt (1010).
  • the fuel such as UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium is dissolved in NaCl (1010).
  • the fuel such as UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium is dissolved in an alkali or alkaline earth metal halide salt such as a mixture of sodium chloride, potassium chloride, magnesium chloride, calcium chloride (1010).
  • an alkali or alkaline earth metal halide salt such as a mixture of sodium chloride, potassium chloride, magnesium chloride, calcium chloride (1010).
  • fluorides can also be used instead of chlorides.
  • the fuel may be uranium chloride or uranium fluoride, uranium oxide or uranium oxyhalides, with possible mixtures of thorium halides and transuranic elements.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is a liquid metal/molten salt fast reactor in which the liquid fuel is retained and is not pumped.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is a thermal reactor in which moderators can be introduced into the core of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is operatively coupled to a heat exchanger which is used to heat a fluid which may be a superheated gas or to generate steam for use in a steam turbine, to drive an alternator, similar to those of conventional water-cooled reactors.
  • a heat exchanger which is used to heat a fluid which may be a superheated gas or to generate steam for use in a steam turbine, to drive an alternator, similar to those of conventional water-cooled reactors.
  • a heat exchanger which is used to heat a fluid which may be a superheated gas or to generate steam for use in a steam turbine, to drive an alternator, similar to those of conventional water-cooled reactors.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is used to directly heat a fluid which may be a superheated gas to drive a turbine, and/or an alternator.
  • a fluid which may be a superheated gas to drive a turbine, and/or an alternator.
  • a neutron mirror or reflector (1020) is arranged inside a containment vessel (1040).
  • a neutron mirror or reflector (1020) may be annular and have walls, a floor and a ceiling.
  • a neutron mirror or reflector (1020) can be made of alumina oxide (Al 2 O 3 ), beryllium oxide (BeO), or beryllium carbide (Be 2 C).
  • a neutron mirror or reflector (1020) makes it possible to reflect the neutrons towards the core of the nuclear reactor, in order to improve the fission process, to stabilize the operating point of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor, to optimize the good distribution of neutron flux inside the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor according to its geometric dimensions and the quantity of fuel desired to obtain the desired thermal power.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is a fast reactor having a thick neutron mirror or reflector (1020) spaced from the inside of the walls of the containment vessel (1040).
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a containment vessel (1040) having side walls, for example, in the form of a cylinder, a vessel floor/bottom and a vessel ceiling/cover.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a containment vessel floor/bottom (1200) and a containment vessel ceiling/cover (1100) which can be bolted in order to facilitate the assembly and disassembly of the containment vessel and also ensure good sealing.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a containment vessel ceiling/lid (1100) which comprises orifices for the rotary rods of the shutdown system and for the fission gas management system.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a containment vessel floor/bottom (1200) which comprises one or more orifices to facilitate the flow of corium into the safety/retention vessel (1060).
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) the / a safety / retention vessel ceiling / cover (1060) comprises orifices for the rotating rods of the shutdown system and for the fission gas management system.
  • a containment vessel (1040) contains the core of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor and is the location of the nuclear fission reactions and therefore the location of the release of heat and radiation.
  • a containment vessel (1040) contains the fuel dissolved in the liquid metal/or molten salts, the reflector/mirror, the moderator, the rotating rods.
  • a containment vessel (1040) may be made of a structural material to satisfy the containment function.
  • the material may also have good conductive properties. Examples of materials include stainless steel and other structural alloys that are good conductors.
  • the containment vessel (1040) is sized to facilitate the fission process, stabilize the operating point of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor, optimize the good distribution of neutron flux according to the geometric characteristics and the quantity of fuel desired to obtain the desired thermal power.
  • the containment vessel (1040) can be housed in a protective shell (1080) which serves as a containment barrier or external protection.
  • the protective shell contributes to achieving a high level of safety.
  • the containment vessel (1040) can be housed in a safety/retention vessel (1060) which serves as a containment barrier.
  • the safety/retention vessel contributes to achieving a high level of safety.
  • the safety/containment vessel (1060) can be housed in a protective shell (1080) which serves as a containment barrier or external protection.
  • the protective shell contributes to achieving a high level of safety.
  • a protective shell (1080) may provide an alternative containment function against leakage of fission materials and radiation.
  • a protective shell (1080) can provide a secure barrier against external threats to the core of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • a protective shell (1080) may be made of concrete of an appropriate thickness or of a refractory material or of an appropriate structural metal which satisfies the desired functions.
  • the cooling/or heat transfer of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) can be carried out passively by convective or conductive or heat-transfer fins (1050) between the containment vessel (1040) and the safety/retention vessel (1060), then by convective or conductive or heat-transfer fins (1070) between the safety/retention vessel (1060) and the protective shell (1080), then by convective or conductive or heat-transfer fins (1090) outside the protective shell (1080).
  • the cooling/or heat transfer of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) can be carried out passively by convective or conductive or heat-transfer fins (1050) between the containment vessel (1040) and the protective shell (1080), then by convective or conductive or heat-transfer fins (1070) between the safety/retention vessel (1060) and the protective shell (1080), then by convective or conductive or heat-transfer fins (1090) outside the protective shell (1080).
  • the convective or conductive or heat-carrying fins (1050, 1070, 1090) may be made of stainless steel, copper, tungsten or heat pipe plates.
  • the heat transfer fins (1090) may include fluid transfer tubes inside them and thus be traversed by a heat transfer fluid.
  • the heat transfer fins (1090) traversed by a heat transfer fluid can be connected to a heat pipe.
  • the heat transfer fins (1090) traversed by a heat transfer fluid contribute to obtaining a high level of safety.
  • the convective or conductive or heat-carrying fins are similar to those known in the art and can be constructed in the same manner.
  • the interior of the containment vessel or the holding vessel of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor and all other structures may be made from corrosion-resistant materials such as nickel or molybdenum steel alloys, ceramics, such as alumina or coated by a corrosion/erosion-resistant material, such as high-nickel steel, other metals or ceramics.
  • corrosion-resistant materials such as nickel or molybdenum steel alloys, ceramics, such as alumina or coated by a corrosion/erosion-resistant material, such as high-nickel steel, other metals or ceramics.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is designed to adapt to the liquid state of the already molten fuel so that there is no risk of fuel melting as is the case when solid fuel can potentially melt at high temperatures in certain severe accident scenarios.
  • the containment vessel (1040) is preferably made of a neutron-reflecting material such as alumina, which has a very high melting point of the order of 2000°C, and has very little chance of failure due to temperature.
  • the ceiling of the containment vessel (1100) is preferably made with a material which has a very high melting point of the order of 2000°C.
  • the floor of the containment vessel (1200) is preferably made of a material which has a very high melting point of the order of 2000°C.
  • the floor of the containment vessel (1200) comprises a metal plate/metal plates (1300) and bolted to the floor with a melting point of the order of 1200°C which closes the orifice(s).
  • the floor of the containment vessel (1200) is preferably made of a material which has a melting point of the order of 1200°C.
  • the safety/retention vessel (1060) is preferably made of a material which has a very high melting point of the order of 2000°C, and has very little chance of failure due to temperature.
  • the containment vessel ceiling (1100), the containment vessel floor (1200), the metal plate(s) (1300) and the bolts may be made of a structural material to satisfy the containment function.
  • the material may also have good conductive properties. Examples of materials include stainless steel and other structural alloys that are good conductors.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises at least one fusible shutter/or fusion plug which can be positioned to plug, under normal operating conditions, a passage in the wall of the neutron reflector and the containment vessel (1040) leading to a safety/retention vessel (1060) which is used to recover the corium.
  • the shutter/plug/floor/bolted plate/plates of the containment vessel melt(s) in response to the predetermined temperature increase, draining the molten fuel to the safety/containment vessel (1060).
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a reactor shutdown system.
  • liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor configuration 1000
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear fission reaction must start with a radioactive source.
  • a neutron absorbing material may be used in the shutdown system in the form of absorbing spheres, such as boron carbide spheres.
  • the safety/retention tank (1060) is located below the containment tank (1040).
  • the safety/retention tank (1060) is located around the containment tank (1040).
  • the safety/containment vessel (1060) includes heat dissipation elements that dissipate heat to cool the molten fuel.
  • the safety/containment vessel (1060) serves to recover the corium, and allows the corium to cool.
  • the safety/containment vessel (1060) contributes to achieving a high level of safety.
  • the safety/retention tank (1060) serves as a containment barrier.
  • the safety/retention tank (1060) may comprise by construction a neutron-absorbing material.
  • the safety/containment vessel (1060) may include heat dissipation fins (not described) inside/under the protective shell to better cool the corium.
  • the safety/containment tank (1060) comprises a containment tank floor/bottom (not described) and a containment tank ceiling/cover (not described) which can be bolted together in order to facilitate assembly and disassembly of the containment tank and also ensure a good seal.
  • a safety/containment vessel (1060) may be made of a structural material to satisfy the containment function.
  • the material may also have good conductive properties. Examples of materials include stainless steel and other structural alloys that are good conductors.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) comprises a shutdown system composed of several rotating rods and each rotating rod (1030) of which is made of absorbent materials used to control the fission reaction.
  • the rotating rods of the shutdown system are turned so that their absorbing materials face the reactor core, neutrons from the fuel are absorbed into the absorbing material (e.g. boron carbide), causing the reactor to reach subcritical neutron levels, so that the nuclear reaction stops.
  • the absorbing material e.g. boron carbide
  • the rotating rods (1030) of the shutdown system are gradually rotated to move the absorbent material.
  • the rotation of the rotating rods (1030) is stopped.
  • the rotating rods (1030) of the shutdown system reflect more neutrons back into the core of the nuclear reactor.
  • the fission reaction stops and the nuclear reactor shuts down.
  • the rotary rods (1030) of the shutdown system can be actuated by a non-detailed pneumatic device (2000) more efficient than electric motors, in particular in the event of a power outage.
  • the rotary rod(s) (1030) of the shutdown system may be actuated by a non-detailed device (2000) composed of electric motors.
  • a gamma ray shield (not described) may be positioned outside the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor to act as a protective shield for persons in the vicinity of the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) may have a double-walled protective shell (1080).
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) may have a double-walled safety/retention tank (1060).
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is designed to self-regulate in order to ensure the safety of property and people.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) is equipped with sensors (not described here) in order to optimize operation and ensure its safety.
  • the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor (1000) has a diameter of between 0.1 and 2 meters, and a height of between 0.2 and 2.5 meters.
  • the containment vessel (1040) has a thickness between 0.02 and 0.5 meters and a height between 0.1 and 1 meter (calculated according to the thermal power delivered by the reactor and the safety rules recommended locally for operating a Basic Nuclear Installation).
  • the safety/retention tank (1060) has a thickness of between 0.02 and 0.5 meters and a height of between 0.1 and 1 meter (calculated according to the thermal power delivered by the reactor and the safety rules recommended locally for operating a Basic Nuclear Installation).
  • the protective shell (1080) has a thickness of between 0.1 and 0.5 meters and a height of between 0.1 and 2.5 meters (calculated according to the thermal power delivered by the reactor and the safety rules recommended locally for operating a Basic Nuclear Installation).
  • the operating temperature of the nuclear reactor is between 600 and 800 °C and the operating pressure is close to ambient pressure.
  • the heat transfer fins (1050, 1070, 1090) have a thickness between 1 and 10 cm, a width between 5 and 50 cm, and a length which adapts according to the thickness of the protective shell (1080).
  • the heat transfer fins (1050, 1070) touch the containment vessel (1040) but are not welded to it. This allows the containment vessel (1040) to be dismantled without difficulty.
  • the heat transfer fins (1070, 1090) touch the safety/retention tank (1060) and the protective shell (1080) but are not welded to it. This allows the retention tank (1060) to be dismantled without difficulty.
  • the plurality of heat transfer fins touch the containment vessel, the safety/retention vessel, the protective shell.
  • the containment function is then ensured by contact between metals.
  • a ceramic layer (not described) may be partially installed between the safety/retention tank and the protective shell. The containment function is then ensured by contact between metals.
  • the plurality of heat transfer fins (1070) is in contact with at least one external heat exchanger (not described here).
  • the plurality of heat transfer fins (1090) is in contact with at least one heat exchanger external (not described here) to the protective shell in the case where the latter is implemented to provide another containment barrier.
  • the reactor transfers heat to supercritical carbon dioxide; this allows it to directly power a carbon dioxide turbine and an electrical generator, for example a high-speed generator.
  • the reactor can be placed above a heat transfer device in the ground, particularly in the event of an accidental meltdown of the containment vessel. This device makes it easier to cool the corium in the safety/retention vessel.
  • the safety/retention tank after a temperature rise can be dismantled and cut into chips, for example by laser, and reused in another liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • the entire containment vessel damaged after a temperature rise can be dismantled and cut into chips, for example by laser, and reused in another liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.
  • the containment vessel as a whole, undamaged after a temperature rise, can be reused in the liquid metal or alloy or molten salt nuclear reactor.

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Abstract

La présente invention concerne un réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus dont la chaleur produite est transférée par des ailettes caloporteuses pour être utilisée pour produire de l'électricité et/ou de la chaleur. Ce réacteur nucléaire est conçu pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets.

Description

  • La présente invention concerne un réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus dont la chaleur produite est transférée par des ailettes caloporteuses pour être utilisée pour produire de l'électricité et/ou de la chaleur. Ce réacteur nucléaire est conçu pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets, et pour assurer la souveraineté énergétique d'un pays.
    • Etat de l'art:
  • La croissance de la population mondiale au cours des deux derniers siècles tient en grande partie aux progrès de la médecine moderne et à l'amélioration du niveau de vie. Cela a permis de réduire considérablement la mortalité infantile, juvénile et maternelle, contribuant ainsi à l'augmentation de l'espérance de vie. La population mondiale actuelle est de 7,6 milliards. Elle continue d'augmenter mais à un rythme moins soutenu que par le passé. Elle devrait croître de 1 milliard d'ici 15 ans et de 1 milliard supplémentaire d'ici 25 ans, pour atteindre 10 milliards de personnes en 2050. Ces projections sont basées sur des variations moyennes, qui tablent sur un recul du taux de fécondité et un allongement de l'espérance de vie. Cette augmentation de la population va de pair avec un besoin en énergies croissant.
  • Par ailleurs, environ 90% de sa production mondiale provient de combustibles fossiles tels que le charbon, le gaz et le pétrole. Le recours à des sources d'énergie compatibles avec un développement élevé et durable constitue donc un des grands défis du XXIe siècle.
  • Le développement de technologies énergétiques propres qui peuvent réduire la dépendance aux combustibles fossiles présente donc un grand intérêt en particulier en tant que générateur d'électricité et / ou de chaleur.
  • Le concept de réacteur à métal liquide ou à sels fondus a été proposé pour la première fois en 1946 par les USA pour créer un jet supersonique à propulsion nucléaire. La corrosion causée par les canalisations fissurées par le sel chaud et la faible radioactivité du thorium rendaient très difficile le développement des réactions de fission à des niveaux durables sans ajout d'uranium.
  • Il est d'usage en génie des réacteurs (cf docs US, JP, RU, FR, CN) de proposer une utilisation des métaux liquides car ceux-ci sont des alliages à bas points de fusion. Cela permet une plage de température de fonctionnement généralement supérieure à la température ambiante même à pression ambiante. Les métaux liquides ou alliages peuvent être utilisés comme réfrigérants car ils possèdent d'excellentes propriétés de transfert de chaleur et utilisés dans des systèmes à basse pression. C'est le cas dans un réacteur refroidi au sodium (Phénix, Astrid). De plus, les métaux liquides ou alliages absorbent très peu les neutrons ce qui permet au réacteur de fonctionner avec un spectre de neutrons rapides. Par conséquent, un réacteur rapide à métal liquide ou à alliages est un réacteur à haute densité de puissance qui ne nécessite pas forcément de modérateur de neutrons. Les principales différences entre les réacteurs thermiques et les réacteurs rapides résident en fait dans les sections efficaces neutroniques qui présent une dépendance énergétique importante. Cependant, il faut préciser que l'inconvénient de nombreux alliages réside dans leur activité chimique élevée et notamment l'interaction avec l'oxygène et l'eau ou d'autres matériaux.
  • Dans la plupart des réacteurs connus, le coeur est enfermé dans une enceinte réflectrice apte à réfléchir les neutrons générés par la fission nucléaire ; le métal liquide ou à sels fondus / combustible est pompé depuis le coeur vers l'échangeur par une pompe agencée à l'extérieur de l'enceinte du coeur. Par ailleurs, l'utilisation de barres de contrôle reste nécessaire pour éviter tout risque d'échauffement du coeur. Ces barres de contrôle sont montées généralement coulissantes selon la direction longitudinale du réacteur de façon à pouvoir être plus ou moins immergées dans le coeur du réacteur. Elles permettent, en combinaison avec une structure modératrice et selon la longueur de barre de contrôle immergée, de contrôler la température du combustible et la vitesse des neutrons générés par la fission. Le contrôle du réacteur avec de telles barres de contrôle est particulièrement délicat. De plus, la présence de telles barres de contrôle augmente considérablement la hauteur et l'encombrement des réacteurs connus. Enfin, un circuit de refroidissement de secours est généralement prévu dans les réacteurs antérieurs. Ce qui augmente les coûts de fabrication et de maintenance des réacteurs.
  • A titre d'exemple, le brevet US0027536 décrit un concept de réacteur portable à caloduc qui a un noyau monolithique en acier inoxydable solide. Un réacteur à caloduc présente l'avantage de ne pas nécessiter de pompe active. Cependant, la configuration du combustible et du caloduc du monolithe solide peuvent provoquer une fuite de neutrons et une absorption par le monolithe.
  • A titre d'exemple, le brevet JP2014/119429 décrit dans une de ses configurations un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement ne traverse pas le coeur du réacteur mais utilise des ailettes solidaires de la cuve et un thermo-syphon qui sont enfermés dans une enceinte commune. Cette configuration présente un mode commun, un risque de désamorcer le thermo-syphon, et elle ne semble pas comprendre de réceptacle de corium pour assurer un niveau élevé de sûreté.
  • A titre d'exemple, le brevet WO2016/197807 décrit un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement traverse le coeur du réacteur. Cette configuration présente un risque pour la sûreté, notamment en cas de défaillance du circuit de refroidissement.
  • A titre d'exemple, le brevet GB2543461 décrit une préconisation pour un bâtiment réacteur entre autre le futur projet AP1000 dont des tiges métalliques traverse le bâtiment réacteur pour évacuer la chaleur résiduelle en cas d'accident. Cette configuration est utilisée pour renforcer le Réseau d'Injection de Secours (RIS) mais n'est pas configurée pour être utilisée pour un réacteur qui fonctionne à pleine puissance.
  • A titre d'exemple, le brevet US2018/075931 décrit un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement traverse le coeur du réacteur. Cette configuration présente un risque pour la sûreté, notamment en cas de défaillance du circuit de refroidissement.
  • Dans la présente demande nouvelle et inventive, le réacteur nucléaire à haut niveau de sûreté à métal liquide et/ou par sels fondus fonctionne à pression quasi ambiante. Le réacteur nucléaire transfère la chaleur par des ailettes caloporteuses, non solidaires de la cuve de confinement du réacteur ou de la cuve de sûreté ou de la coque de protection, à l'extérieur de celui-ci et/ou de celle-ci sans thermo-syphon. Le réacteur nucléaire peut être exploité pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l'électricité par un dispositif conventionnel ou supercritique.
  • Comparativement aux technologies actuelles en exploitation (REP, EPR, PWR), dans la présente invention le réacteur nucléaire nécessite moins de composants (pas de circuit primaire ou de circuit qui traverse le réacteur) et permet d'augmenter le rendement et la sûreté. La présente invention permet structurellement de diminuer les coûts d'investissement, de construction, de maintenance, d'exploitation, de combustible.
  • Cette invention est conçue pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets, et pour assurer à terme la souveraineté énergétique d'un pays tel que la France.
    • Résumé de l'invention :
  • La présente invention a pour objet la réalisation d'un réacteur nucléaire à métal liquide et/ou sel fondu présentant certains avantages en écartant la plupart des inconvénients des circuits à boucles et traversant et permettant de réduire sensiblement le coût d'investissement par rapport aux réacteurs actuels. La présente invention consiste principalement en un réacteur nucléaire à haut niveau de sûreté qui peut comprendre une cuve de confinement, un coeur de réacteur nucléaire logé à l'intérieur de la cuve de confinement, un réflecteur de neutrons espacé de la cuve de confinement et positionné entre le coeur et la cuve de confinement, un combustible composé d'un matériau de fission nucléaire dissous dans un métal liquide /ou un sel fondu constituant principal du coeur du réacteur nucléaire, une pluralité d'ailettes caloporteuses de transfert de chaleur, un éventuel échangeur de chaleur externe au réacteur pour recevoir le transfert de chaleur, au moins un système d'arrêt du réacteur nucléaire, une cuve de sûreté / rétention sûreté entourant la cuve de confinement pour récupérer le corium et assurer ainsi une autre barrière de confinement, éventuellement une coque de protection assurant une autre barrière de confinement.
    • Description des figures :
    • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus de la présente invention sera mieux compris à partir des figures :
      • [fig 1] La figure 1 est une vue en coupe d'un mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal.
      • [fig 2] La figure 2 est une vue en coupe d'un autre mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal.
      • [fig 3] La figure 3 est une vue de dessus d'un mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal.
      • [fig 4] La figure 4 est une vue schématique d'un mode d'utilisation du réacteur nucléaire.
      • [fig 5] La figure 5 est une vue schématique d'un autre mode d'utilisation du réacteur nucléaire.
      • [fig 6] La figure 6 est une vue de dessus d'un dispositif de transfert de chaleur sous le réacteur.
    Description de l'invention :
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut générer une énergie fiable, sûre et sans émission pour la production de chaleur et d'électricité dans des sites décentralisés. La production décentralisée d'énergie sans émission peut compléter ou même dépasser la capacité de production d'électricité centralisée, augmentant ainsi la distribution et la disponibilité d'une énergie propre et fiable à des économies de coûts significatives. En effet, le coût de combustible est réduit. Le combustible est fondu, il n'est donc pas nécessaire d'avoir une usine de fabrication de combustible, ce qui peut représenter une importante économie notamment en exploitation. Par exemple, le thorium à un faible coût, environ 0,03 €/MWh électrique. Comparativement à l'uranium, à environ 10 €/MWh électrique, le thorium reviendrait environ 300 fois moins cher.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus a le potentiel de générer une quantité beaucoup plus faible de déchets radioactifs à très longue durée de vie.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut éventuellement permettre de réduire le risque de prolifération d'armes nucléaires.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut potentiellement jouer un rôle vital dans le déploiement d'un cycle fermé du combustible et réduire les déchets à vie longue. Le cycle nucléaire au thorium produit des traces d'uranium 232, quand des neutrons rapides éjectent un neutron par réaction (n, 2n) des noyaux de thorium 232. L'uranium 232 subit une désintégration alpha et rejoint la chaîne de désintégration du thorium 228. Il est à noter qu'à cette occasion des éléments émettent un rayonnement gamma important, comme le radium 224.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut brûler de l'Uranium ou du Thorium ou du Plutonium et transformer des actinides mineurs, déchets nucléaires à vie longue, en déchets nucléaires à vie plus courte par transmutation. Les déchets ultimes se limitent alors aux produits de fission des actinides mineurs dont le stockage est plus simple. Dans ce cas, le niveau de radioactivité est proche de 300 ans. Par ailleurs, en utilisant les stocks d'uranium appauvri et le combustible usé des réacteurs actuellement installés sur le territoire Français, ce réacteur nucléaire est capable de fournir de l'énergie de façon autonome à un pays tel que la France pendant 500 ans.
  • Compte tenu de la densité de puissance élevée, il est possible de concevoir et de construire un très petit réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour une production d'énergie décentralisée de chaleur et/ou d'électricité hors du réseau de transport.
  • Il est possible de concevoir et de construire un très petit réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour une production d'énergie sur la Terre, sur la Lune, sur Mars. Les dimensions et les matériaux utilisés pour la conception et la construction sont précisés pour une exploitation sur la Terre mais peuvent très bien être adaptés à chaque cas de figure.
  • Il est également possible d'avoir un petit coeur de réacteur sans enrichissement très élevé. De plus, le comportement neutronique du combustible fondu améliore la capacité de commande requise pour un fonctionnement autonome.
  • Par construction, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut produire autant ou plus de matière fissile qu'il n'en consomme. En d'autres termes à chaque fois qu'un neutron rapide provoque la fission d'un atome de plutonium 239, d'autres neutrons transforment dans le même temps de l'uranium 238 en plutonium 239. La condition nécessaire de la régénération continue du plutonium est de ne pas ralentir les neutrons.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut fonctionner différemment selon les usages :
    • en générateur (égalité entre la production et la consommation de matière fissile)
    • en sous-générateur (consommation nette de matières fissiles) pour consommer du plutonium
    • en surgénérateur (production de plutonium supérieure à la consommation).
  • Le combustible est intégré à un métal liquide et/ou sel fondu et refroidi par évacuation de la chaleur à l'extérieur de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus par transfert de chaleur. Il intègre donc une nouveauté et une innovation qui vise à renforcer la sûreté d'une installation nucléaire de base.
  • Le combustible employé se présente sous forme de mélange d'uranium 238 (à 80% environ) et de plutonium (à 20% environ) ou de Thorium. Le combustible baigne dans un métal liquide ou sels fondus. Le métal liquide ou sels fondus sert de réfrigérant. La température dans le coeur du réacteur nucléaire est comprise entre 600°C et 800°C. Le combustible transmet les calories créées par la fission à un circuit externe par des ailettes caloporteuses dans lesquelles peut circuler un fluide caloporteur.
  • Pour répondre aux exigences de sûreté, une cuve de sûreté / récupération de corium (coeur fondu) est placé sous /ou autour de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour récupérer le corium en cas de fusion du coeur du réacteur nucléaire. L'objectif est de récupérer le corium de l'étaler, de le refroidir et de confiner la radioactivité.
  • Une coque de protection ou une autre enceinte en acier ou en béton peut servir de barrière supplémentaire de confinement pour augmenter la sûreté du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Une approche déterministe complétée d'une approche probabiliste permet d'envisager quasiment tous types d'accidents possibles même si la probabilité de réalisation de l'évènement est faible. L'hypothèse d'un accident grave est prise en compte. La géométrie du coeur est conçue de façon à avoir un coefficient de vide négatif, permettant un arrêt de la réaction en chaîne dans une situation de perte de métal liquide, même dans la situation hypothétique où aucun système de protection ne fonctionnerait. Les actes de malveillance sont pris en compte dans la conception, dont la chute intentionnelle d'un avion.
  • Le système de conversion d'énergie peut utiliser un échangeur à gaz (azote). Le rendement net global du réacteur peut être supérieur à 50 %. La puissance thermique résiduelle peut être évacuée de manière passive, en situation de perte des sources électriques, par des échangeurs gaz/air, par convection naturelle.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus n'a pas besoin d'être construit à proximité des grands cours d'eau.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus présente une configuration géométrique qui permet d'inspecter les structures internes.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut être exploité pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l'électricité par un dispositif conventionnel ou surcritique.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus à haut niveau de sûreté est conçu pour que le combustible soit réfrigéré par métal liquide et ou par sels fondus.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est conçu pour fonctionner à pression quasi ambiante.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est conçu pour transférer la chaleur à l'extérieur du coeur du réacteur nucléaire par des ailettes caloporteuses non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire et ce sans thermo-syphon.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus n'est pas limité aux quelques exemples de réalisation décrits, il est au contraire susceptible de variantes et de modifications.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un dispositif de génération nucléaire d'énergie thermique de quelques kW à quelques MW thermiques et peut fournir de l'énergie fiable, durable, flexible, sûre, à un coût modéré.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) a son coeur logé dans une cuve de confinement. Le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est le lieu des réactions nucléaires de fission et donc le lieu de dégagement de chaleur et de rayonnements. Cette conception présente plusieurs avantages, notamment sous l'angle de la sûreté, puisqu'elle assure un excellent confinement des matières radioactives, une grande inertie thermique et un fonctionnement relativement simple. Par ailleurs, il est à noter qu'avec une telle configuration, une grande latitude est possible pour le calcul des caractéristiques thermiques et des échanges de chaleur, notamment tout ce qui concerne les dimensions des tuyauteries et des ailettes caloporteuses ou des pertes de charge associées. Dans ces conditions, le réacteur nucléaire est beaucoup plus facile à dimensionner et à optimiser pour réduire le coût d'une installation.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) se stabilise lui même. En effet, lors d'une augmentation de réactivité, la température s'élève. La forte dilatation thermique du mélange métal liquide / combustible pousse celui-ci en dehors de la région active du coeur lorsqu'il chauffe, diminuant ainsi sa densité dans la région active du coeur, et réduisant la réactivité dans le réacteur. La température descend aussitôt. A l'inverse lorsque le mélange métal liquide / combustible refroidit, la densité au coeur augmente, la probabilité de fission augmente, tout comme la capacité à générer de la chaleur. Ces deux effets donnent au réacteur son caractère de stabilité, et lui permettent de suivre la demande de puissance appelée (extraction de chaleur par les ailettes). La température du coeur du réacteur et donc la puissance thermique produite par le réacteur, sont ainsi régulées par l'extraction de la chaleur.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est prévu pour une longue durée de vie.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) ne nécessite aucune maintenance planifiée.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) permet une production d'énergie autonome pour des besoins décentralisés.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un réacteur nucléaire modulaire avec un haut degré de sûreté qui intègre des critères de sûreté de la quatrième génération de réacteur.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système de transport de chaleur passif.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend au moins un système d'arrêt.
  • Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend une cuve de sûreté / rétention, pour récupérer le corium en cas de fusion de la cuve de confinement.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le réacteur comprend un réservoir tampon de gaz neutre et des moyens d'injection dudit gaz neutre dans le ciel gazeux aux fins de compensation de variations de volume combustible.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), des gaz de fission, tels que l'hélium, le xénon, le krypton et le radon, sont générés par la réaction de fission nucléaire dans le coeur du réacteur. Les gaz de fission volatils sont toxiques pour les réacteurs, notamment pour augmenter la durée de vie utile du réacteur, il est donc préférable de les éliminer. Aussi, il peut être approprié d'installer un dispositif qui adsorbera les gaz de fission, tels que les tamis moléculaires, pour piéger et retenir ces gaz afin de réduire la pression de la cuve. Dans ce cas, le refroidissement des tamis moléculaires peut être réalisé de manière passive par les ailettes convectives ou caloporteuses.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le métal liquide /ou sel fondu est de l'halogénure fondu.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que de l'oxyhalogénure d'uranium est dissous dans le métal /ou le sel fondu (1010).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans KC1 (1010).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans MgCi2 (1010).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans NaCl (1010).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans un sel d'halogénure de métal alcalin ou alcalino-terreux tel qu'un mélange de chlorure de sodium, de chlorure de potassium, de chlorure de magnésium, de chlorure de calcium (1010).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les fluorures peuvent également être utilisés à la place des chlorures.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible peut être du chlorure d'uranium ou du fluorure d'uranium, de l'oxyde d'uranium ou des oxyhalogénures d'uranium, avec d'éventuels mélanges d'halogénures de thorium et de transuraniens.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur rapide à métal liquide / sels fondus dans lequel le combustible liquide est conservé et n'est pas pompé.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur thermique dans lequel des modérateurs peuvent être introduits dans le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est fonctionnellement couplé à un échangeur de chaleur qui est utilisé pour chauffer un fluide qui peut être un gaz surchauffé ou pour générer de la vapeur à utiliser dans une turbine à vapeur, pour entraîner un alternateur, similaire à ceux des réacteurs conventionnels refroidis à l'eau. Ces dispositifs sont bien connus dans l'industrie de la production d'énergie.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est utilisé pour chauffer directement un fluide qui peut être un gaz surchauffé pour entraîner une turbine, et/ou un alternateur. Ces dispositifs sont bien connus dans l'industrie de la production d'énergie.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur à neutrons (1020) est disposé à l'intérieur d'une cuve de confinement (1040).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur de neutrons (1020) peut être annulaire et avoir des parois, un plancher et un plafond.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur de neutrons (1020) peut être réalisé en oxyde d'alumine (Al2O3), en oxyde de béryllium (BeO), ou en carbure de béryllium (Be2C).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur à neutrons (1020) permet de réfléchir les neutrons vers le coeur du réacteur nucléaire, afin d'améliorer le processus de fission, de stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, d'optimiser la bonne répartition de flux de neutrons à l'intérieur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus en fonction de ses dimensions géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur rapide ayant un miroir ou réflecteur de neutrons épais (1020) espacé de l'intérieur des parois de la cuve de confinement (1040).
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend une cuve de confinement (1040) ayant des parois latérales par exemple, sous la forme d'un cylindre, d'un plancher / fond de cuve et d'un plafond / couvercle de cuve.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend, un plancher / fond de cuve de confinement (1200) et un plafond / couvercle de cuve de confinement (1100) qui peuvent être boulonnés afin de faciliter le montage et le démontage de la cuve de confinement et assurer également une bonne étanchéité.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un plafond / couvercle de cuve de confinement (1100) qui comprend des orifices pour les tiges rotatives du système d'arrêt et pour le système de gestion des gaz de fission.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un plancher / fond de cuve de confinement (1200) qui comprend un ou des orifices pour faciliter l'écoulement du corium dans la cuve de sûreté / rétention (1060).
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) le / un plafond / couvercle de cuve de sûreté / rétention (1060) comprend des orifices pour les tiges rotatives du système d'arrêt et pour le système de gestion des gaz de fission.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) contient le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est le lieu des réactions nucléaires de fission et donc le lieu de dégagement de chaleur et de rayonnements.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) contient le combustible dissout dans le métal liquide /ou sels fondus, le réflecteur / le miroir, le modérateur, les tiges rotatives.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) peut être constituée d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) est dimensionnée pour faciliter le processus de fission, stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, optimiser la bonne répartition de flux de neutrons en fonction des caractéristiques géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) peut être logée dans une coque de protection (1080) qui sert de barrière confinement ou de protection externe. La coque de protection participe à l'obtention d'un haut niveau de sûreté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) peut être logée dans une cuve de sûreté / rétention (1060) qui sert de barrière confinement. La cuve de sûreté / rétention participe à l'obtention d'un haut niveau de sûreté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut être logée dans une coque de protection (1080) qui sert de barrière confinement ou de protection externe. La coque de protection participe à l'obtention d'un haut niveau de sûreté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut fournir une autre fonction de confinement contre les fuites de matières de fission et de rayonnement.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut fournir une barrière sûre contre les menaces extérieures au coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut être constituée de béton d'une épaisseur appropriée ou d'un matériau réfractaire ou d'un métal structurel approprié qui satisfait les fonctions souhaitées.
  • Selon une configuration de l'invention, le refroidissement /ou le transfert de chaleur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut être réalisé de manière passive par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050) entre la cuve de confinement (1040) et la cuve de sûreté / rétention (1060), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1070) entre la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1090) à l'extérieur de la coque de protection (1080).
  • Selon une configuration de l'invention, le refroidissement /ou le transfert de chaleur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut être réalisé de manière passive par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050) entre la cuve de confinement (1040) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1070) entre la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1090) à l'extérieur de la coque de protection (1080).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050, 1070, 1090) peuvent être constituées de plaques d'acier inoxydable, de cuivre, de tungstène ou de caloduc.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) peuvent comporter des tubes de transfert de fluide en leurs intérieurs et être ainsi parcourues par un fluide caloporteur.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) parcourues par un fluide caloporteur peuvent être reliées à un caloduc.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) parcourues par un fluide caloporteur participent à l'obtention d'un haut niveau de sûreté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses sont similaires à celles connues dans l'art et peuvent être construites de la même manière.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), l'intérieur de la cuve de confinement ou de la cuve de rétention du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus et toutes les autres structures peuvent être fabriquées à partir de matériaux résistants à la corrosion tels que des alliages d'acier au nickel ou au molybdène, des céramiques, telles que l'alumine ou enrobées par un matériau résistant à la corrosion/érosion, tel que l'acier à haute teneur en nickel, d'autres métaux ou céramiques.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est conçu pour s'adapter à l'état liquide du combustible déjà fondu afin qu'il n'y ait aucun risque de fusion du combustible comme c'est le cas lorsque le combustible solide peut potentiellement fondre à des températures élevées dans certains scénarios d'accidents graves.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) est de préférence réalisée avec un matériau réflecteur de neutrons tel que l'alumine, qui a un point de fusion très élevé de l'ordre 2000°C, et a très peu de chance de défaillance due à la température.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plafond de la cuve de confinement (1100) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l'ordre 2000°C.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plancher de la cuve de confinement (1200) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l'ordre 2000°C. Dans ce cas, le plancher de la cuve de confinement (1200) comporte une plaque métallique / des plaques métalliques (1300) et boulonnée (s) au plancher avec un point de fusion de l'ordre 1200°C qui obture (ent) le ou les orifices.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plancher de la cuve de confinement (1200) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion de l'ordre 1200°C.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l'ordre de 2000°C, et a très peu de chance de défaillance due à la température.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plafond de la cuve de confinement (1100), le plancher de la cuve de confinement (1200), la / les plaques métalliques (1300) et les boulons peuvent être constitués d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend au moins un obturateur fusible /ou bouchon de fusion qui peut être positionné pour boucher, dans des conditions de fonctionnement normales, un passage dans la paroi du réflecteur de neutrons et de la cuve de confinement (1040) menant à une cuve de sûreté / rétention (1060) qui sert à récupérer le corium.
  • Selon une configuration de l'invention, dans le cas où le transfert de chaleur ne fonctionne pas correctement ou s'il existe une cause d'augmentation de la température du coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, l'obturateur /le bouchon / le plancher / la plaque / les plaques boulonnée (s) de la cuve de confinement fond (ent) en réponse à l'augmentation de température prédéterminée, drainant le combustible fondu vers la cuve de sûreté / rétention (1060).
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système d'arrêt du réacteur.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la réaction de fission nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus doit débuter avec un source radioactive.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un matériau absorbant les neutrons peut être utilisé dans le système d'arrêt sous la forme de sphères absorbantes, telles que des sphères de carbure de bore.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) se trouve sous la cuve de confinement (1040).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) se trouve autour de la cuve de confinement (1040).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) comprend des éléments de dissipation thermique qui dissipent la chaleur pour refroidir le combustible fondu. La cuve de sûreté / rétention (1060) sert à récupérer le corium, et permet au corium de refroidir. La cuve de sûreté / rétention (1060) participe à l'obtention d'un haut niveau de sûreté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) sert de barrière de confinement.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut comprendre par construction un matériaux absorbant les neutrons.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut comporter des ailettes de dissipation thermique (non décrit) à l'intérieur de / sous la coque de protection pour mieux refroidir le corium.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) comprend, un plancher / fond de cuve de rétention (non décrit) et un plafond / couvercle de cuve de rétention (non décrit) qui peuvent être boulonnés afin de faciliter le montage et le démontage de la cuve de rétention et assurer également une bonne étanchéité.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de sûreté / rétention (1060) peut être constituée d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système d'arrêt composé de plusieurs tiges rotatives et dont chaque tige rotative (1030) est constituée de matériaux absorbants utilisée pour contrôler la réaction de fission.
  • Si les tiges rotatives du système d'arrêt sont tournés de sorte que leurs matériaux absorbants soit face au coeur du réacteur, les neutrons du combustible sont absorbés dans le matériau absorbant (par exemple du carbure de bore), amenant le réacteur à atteindre des niveaux de neutrons sous-critiques, de sorte que la réaction nucléaire s'arrête.
  • Lorsque le réacteur nucléaire est activé, les tiges rotatives (1030) du système d'arrêt sont progressivement tournés pour déplacer la matière absorbante. Lorsque le réacteur atteint le niveau de puissance souhaité, la rotation des tiges rotatives (1030) est arrêtée.
  • Lorsque le combustible est épuisé, les tiges rotatives (1030) du système d'arrêt réfléchissent davantage de neutrons vers le coeur du réacteur nucléaire. Lorsqu'il y a une accumulation de produits de fission, la réaction de fission s'arrête et le réacteur nucléaire s'arrête.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les / des tiges rotatives (1030) du système d'arrêt peuvent être actionnés par un dispositif non détaillé (2000) pneumatique plus efficace que des moteurs électriques, notamment en cas de coupure de courant.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les / des tiges rotatives (1030) du système d'arrêt peuvent être actionnés par un dispositif non détaillé (2000) composé de moteurs électriques.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un écran de protection de rayons gamma (non décrit) peut être positionné à l'extérieur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour agir comme un bouclier de protection pour les personnes à proximité du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut avoir une coque de protection (1080) à double paroi.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut avoir une cuve de sûreté / rétention (1060) à double paroi.
  • Selon une configuration de l'invention, dans toutes conditions transitoires normales ou anormales, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est conçu pour s'autoréguler afin d'assurer la sécurité des biens et des personnes.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est équipé de capteurs (non décrit ici) afin d'optimiser le fonctionnement et d'assurer la sécurité du celui-ci.
  • Selon une configuration de l'invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) a un diamètre compris entre 0,1 et 2 mètres, et une hauteur comprise entre 0,2 et 2,5 mètres.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) a une épaisseur comprise entre 0,02 et 0,5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 1 mètre (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) a une épaisseur comprise entre 0,02 et 0,5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 1 mètre (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la coque de protection (1080) a une épaisseur comprise entre 0,1 et 0.5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 2,5 mètres (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la température de fonctionnement du réacteur nucléaire est comprise entre 600 et 800 °C et la pression de fonctionnement est proche de la pression ambiante.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une pluralité d'ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) non soudées aux cuves de confinement et de sûreté / rétention, ou à la coque de protection du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus transfèrent la chaleur sans thermo-syphon à l'extérieur du coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) ont une épaisseur comprise entre 1 et 10 cm, une largeur comprise entre 5 et 50 cm, et une longueur qui s'adapte en fonction de l'épaisseur de la coque de protection (1080).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1050, 1070) touchent la cuve de confinement (1040) mais ne sont pas soudées à celle-ci. Ce qui permet de démonter la cuve de confinement (1040) sans difficulté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1070, 1090) touchent la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080) mais ne sont pas soudées à celle-ci. Ce qui permet de démonter la cuve de rétention (1060) sans difficulté.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d'ailettes caloporteuses touchent la cuve de confinement, la cuve de sûreté / rétention, la coque de protection. La fonction de confinement est alors assurée par contact entre métaux.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une couche de céramique (non décrite) peut être installée partiellement entre la cuve de sûreté / rétention et la coque de protection. La fonction de confinement est alors assurée par contact entre métaux.
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d'ailettes caloporteuses (1070) est en contact avec au moins un échangeur de chaleur extérieur (non décrit ici).
  • Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d'ailettes caloporteuses (1090) est en contact avec au moins un échangeur de chaleur extérieur (non décrit ici) à la coque de protection dans le cas ou celle-ci est mise en oeuvre pour assurer une autre barrière de confinement.
  • Selon une configuration possible, le réacteur cède de la chaleur à du dioxyde de carbone en phase supercritique ; ce qui permet d'alimenter directement une turbine à dioxyde de carbone et une génératrice électrique, par exemple une génératrice à haute vitesse.
  • Selon une configuration possible, le réacteur peut être placé au dessus d'un dispositif de transfert de chaleur dans le sol, notamment dans le cas accidentel d'une fusion de la cuve de confinement. Ce dispositif permet de refroidir plus facilement le corium qui est dans la cuve de sûreté / rétention.
  • Selon une configuration possible, la cuve de sûreté / rétention après une élévation de température peut être démontée et découpée en copeaux par exemple par laser et réutilisée dans un autre réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration possible, la cuve de confinement dans son ensemble endommagée après une élévation de température peut être démontée et découpée en copeaux par exemple par laser et réutilisée dans un autre réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • Selon une configuration possible, la cuve de confinement dans son ensemble non endommagée après une élévation de température peut être réutilisée dans le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus.
  • La présente invention a été décrite en référence à divers modes de réalisation. Dans la mesure du possible, un ou plusieurs éléments, composants, constituants, structures, modules des modes de réalisation décrits peuvent être combinés, séparés, interchangés, réarrangés avec un ou plusieurs autres éléments, composants, constituants, structures, modules des modes de réalisation sans s'écarter de la portée de l'invention divulguée. La présente invention n'est pas limitée par la description des différents modes de réalisation. L'homme de l'art peut obtenir d'autres manières de mise en oeuvre à partir des solutions techniques de la présente invention.

Claims (6)

  1. Réacteur nucléaire (1000) exploité, pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l'électricité par un dispositif conventionnel ou surcritique, hors du réseau de transport, à haut niveau de sûreté, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets intégré à un métal liquide, fonctionne à pression quasi ambiante, transfère la chaleur à l'extérieur du coeur du réacteur nucléaire par des ailettes caloporteuses non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire, et comprenant :
    - un combustible sous forme de mélange d'uranium, de plutonium ou de Thorium, intégré à un métal liquide et/ou sel fondu (1010), conservé et pas pompé et refroidi par évacuation de la chaleur à l'extérieur de la cuve de confinement ;
    - un miroir à neutrons (1020) permet de réfléchir les neutrons vers le coeur du réacteur nucléaire, afin d'améliorer le processus de fission, de stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, d'optimiser la bonne répartition de flux de neutrons à l'intérieur du réacteur ;
    - des tiges rotatives (1030) du système d'arrêt peuvent être actionnés par un dispositif pneumatique plus efficace que des moteurs électriques, notamment en cas de coupure de courant ;
    - une cuve de confinement (1040) est dimensionnée pour faciliter le processus de fission, stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, optimiser la bonne répartition de flux de neutrons en fonction des caractéristiques géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée, constituée de matériaux tels que des alliages d'acier au nickel pour satisfaire la fonction de confinement ;
    - une pluralité d'ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, constituées de plaques d'acier inoxydable, de cuivre, de tungstène ou de caloduc, peuvent comporter des tubes de transfert de fluide en leurs intérieurs et être ainsi parcourues par un fluide caloporteur, participent à l'obtention d'un haut niveau de sûreté, les ailettes (1050) touchent la cuve de confinement (1040) mais ne sont pas soudées à celle-ci, les ailettes (1070) touchent la cuve de confinement (1040) et la cuve de rétention (1060) mais ne sont pas soudées à celle-ci ce qui permet de démonter la cuve de confinement (1040) et la cuve de rétention (1060) sans difficulté ;
    - une cuve de sûreté / rétention (1060) à double paroi sert à récupérer le corium, participe à l'obtention d'un haut niveau de sûreté, sert de barrière de confinement, peut comprendre par construction un matériaux absorbant les neutrons ;
    - une coque de protection (1080) à double paroi peut fournir une barrière sûre contre les menaces extérieures.
  2. Réacteur nucléaire (1000) selon la revendication 1, le réacteur a un diamètre compris entre 0,1 et 2 mètres, et une hauteur comprise entre 0,2 et 2,5 mètres.
  3. Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 2, les structures peuvent être fabriquées à partir de matériaux tels que des alliages d'acier au nickel ou au molybdène.
  4. Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans KC1 (1010).
  5. Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans MgCi2 (1010).
  6. Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO2CI2 / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans NaCl (1010).
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Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US27536A (en) 1860-03-20 Churn
JP2014119429A (ja) 2012-12-19 2014-06-30 Toshiba Corp 熔融塩炉
WO2016197807A1 (fr) 2015-06-12 2016-12-15 陈安海 Procédé de mise en oeuvre d'une réaction nucléaire couplée du type réalisé par réacteur rapide, et réacteur nucléaire associé
GB2543461A (en) 2014-07-23 2017-04-19 Industry-Academic Coop Found Kunsan Nat Univ Containment building of nuclear power plant having passive type cooling structure
US20180075931A1 (en) 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
US20180182498A1 (en) * 2016-12-22 2018-06-28 Terrapower, Llc Passive reactivity control in a nuclear fission reactor

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US27536A (en) 1860-03-20 Churn
JP2014119429A (ja) 2012-12-19 2014-06-30 Toshiba Corp 熔融塩炉
GB2543461A (en) 2014-07-23 2017-04-19 Industry-Academic Coop Found Kunsan Nat Univ Containment building of nuclear power plant having passive type cooling structure
WO2016197807A1 (fr) 2015-06-12 2016-12-15 陈安海 Procédé de mise en oeuvre d'une réaction nucléaire couplée du type réalisé par réacteur rapide, et réacteur nucléaire associé
US20180075931A1 (en) 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
US20180182498A1 (en) * 2016-12-22 2018-06-28 Terrapower, Llc Passive reactivity control in a nuclear fission reactor

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