FR2496320A1 - Reacteur nucleaire a eau sous pression et derive spectrale, comprenant des barres de commande mobiles et des elements de deplacement de l'eau d'absorption des neutrons lents par rapport au coeur du reacteur; et procede pour regler la puissance du reacteur - Google Patents

Abstract

Dans ce réacteur 20, plusieurs éléments 40 de déplacement du fluide de refroidissement du réacteur sont introduits dans le coeur 34 du réacteur au début de sa vie. Ces éléments de déplacement diminuent le volume du fluide modérateur présent dans le coeur au démarrage. Au fur et à mesure que la réactivité du coeur diminue en fonction de l'appauvrissement du combustible, des éléments sélectionnés de déplacement sont retirés du coeur à des intervalles de temps choisis, ce qui permet au fluide de refroidissement de pénétrer dans le coeur et d'augmenter sa modération lorsque la réactivité du combustible diminue. Ainsi, pour une quantité donnée de combustible nucléaire, la vie du coeur peut être prolongée ou, pour une durée de vie donnée du coeur, les besoins en uranium combustible peuvent être réduits. Applications : notamment à la commande mécanique par dérive spectrale des réacteurs à eau sous pression.

Description

Réacteur à dérive spectrale mécanique.

La présente invention se rapporte à une commande de

réacteur par dérive spectrale et elle concerne plus précisé-

ment des moyens mécaniques pour commander un réacteur par dé-

rive spectrale.

Dans les réacteurs nucléaires caractéristiques, on ajuste la réactivité en modifiant la quantité de substances

(poisons) d'absorption des neutrons dans le coeur du réacteur.

D'une manière générale, on utilise des barres de commande qui

absorbent les neutrons et on réalise cette fonction d'ajuste-

ment de la réactivité en modifiant le nombre et la position

de ces barres de commande par rapport au coeur du réacteur.

Outre des barres de commande, on peut utiliser des poisons

consommables et des poisons dissous dans le fluide de refroi-

dissement du réacteur afin d'ajuster la réactivité.

Dans les constructions classiques de réacteurs à

eau sous pression, on prévoit au démarrage un excédent de ré-

activité dans le coeur du réacteur de sorte que, la réactivité diminuant au cours de la vie du coeur, cette réactivité en excès pourra être utilisée pour prolonger la durée de vie du coeur. Du fait qu'un excédent de réactivité est prévu dans le coeur du réacteur au début de la vie du coeur, une substance d'absorption des neutrons, telle que le bore soluble, doit être placée dans le coeur à ce moment-là afin de permettre un ajustement correct de cet excédent de réactivité. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que diminue la réactivité,

la substance d'absorption des neutrons est retirée progressive-

ment du coeur du réacteur. La substance d'absorption des neu-

trons supprime dans le coeur du réacteur un excédent de réac-

tivité qui pourrait être utilisé, d'autre part, avec plus de profit comme, par exemple, dans la production de plutonium combustible. Ce procédé de réduction de la réactivité sans

formation d'un produit utile a Pour conséquence un appauvris-

sement en uranium avec un rendement plus faible et des coûts de combustible plus élevés que ceux que l'on pourrait obtenir par ailleurs. Par conséquent, il serait avantageux de pouvoir prolonger la durée de vie du coeur du réacteur sans supprimer l'excédent de réactivité au moyen d'une substance d'absorption

des neutrons et, de ce fait, obtenir une durée de vie prolon-

gée du coeur avec des coûts de combustible notablement infé-

rieurs. Un procédé permettant d'obtenir une durée de vie pro- longée du coeur tout en réduisant la quantitt de substance d'absorption des neutrons dans le cor d'un réacteur à eau

lourde, consiste à utiliser la ane ar p r sive spectraie".

Dans ce cas, on réduit lxcdent de reactivite {et donc la substance d'absorption des neutrens) en reRnplaça mt par de l'eau ordinaire une partie importante du flui d ea refroidissement

du réacteur à eau lourde, ce qui retardée la raction en chal-

ne en dérivant ie spectre des neutrons vers lis énergies plus

hautes et permet au réacteur de fonctiorner I sa puissance ma-

ximum avec une substance rdduite 'absorption des neutrons

Cette dérive du spectre des neutrons vers un spectre durci pro-

voque également la conversion d'une plus grande quantité d'u-

ranium 238 en plutonium qui est utilisé ensuite pour produire de la chaleur. La dérive d'un spectre "mouo' vers un spectre

"dur" a donc pour conséquence qu'un plus grand nombre de neu-

trons sont consommés de manière utile par l'uranium 238 plutôt

que par des poisons. Au fur et à mesure que diminue la réacti-

vité, l'eau ordinaire est remplacée progressivement par de

l'eau lourde de manière à maintenir un niveau correct d'acti-

vité du coeur du réacteur. A la fin de la vie du coeur, toute

l'eau ordinaire a sensiblement été remplacée par de l'eau lour-

de tandis que la réactivité du coeur a été maintenue. On peut

donc commander le réacteur sans utiliser de substance d'aborp-

tion des neutrons et sans excédent de réactivité au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies significatives du coût

de l'uranium combustible. La production supplémentaire de plu-

tonium réduit également les besoins d'enrichissement en uranium 235.

La présente invention a pour objet principal de four-

nir un réacteur à dérive spectrale mécanique qui n'utilise que de l'eau ordinaire pour réaliser à l'origine un spectre des

neutrons plus dur qu'à la fin de la vie du noyau, tout en ré-

duisant les coûts d'uranium combustible et en prolongeant la

durée de vie du coeur du réacteur.

Afin de réaliser cet objet, la présente invention consiste en un réacteur nucléaire à eau sous pression et à

dérive spectrale, ce réacteur comprenant une cuve avec une en-

trée et une sortie pour la circulation de l'eau de refroidis- sement utilisée en relation avec le coeur que contient la cuve

en vue de l'échange de chaleur, plusieurs assemblages combus-

tibles disposés dans le coeur pour y produire de la chaleur par fission nucléaire, et plusieurs barres de commande mobiles selon une progression régulière et placées dans le réacteur

pour régler le niveau et la répartition de la puissance du ré-

acteur. Ce dernier est caractérisé en ce que plusieurs éléments de déplacement de l'eau d'absorption des neutrons lents, sont disposés dans la cuve de manière à pouvoir être introduits

complètement dans le coeur ou en être retirés complètement a-

fin d'expulser l'eau du coeur lorsque ces éléments de dépla-

cement sont introduits dans le coeur, et donc réduire la modé-

ration du coeur.

La présente invention sera bien comprise à la lectu-

re de la description suivante faite en relation avec les des-

sins ci-joints, dans lesquels: - la figure 1 est une vue en coupe verticale de la cuve du réacteur; - la figure 2 est une vue en coupe verticale de la partie supérieure de l'assemblage combustible; - la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie inférieure de l'assemblage combustible; - la figure 4 est une vue en perspective des barres de déplacement et de leur assemblage combustible respectif; - la figure 5 est une vue en coupe verticale de la structure de guidage des barres de déplacement; - la figure 6 est une vue en coupe suivant le plan de coupe VI-VI de la figure 5; - la figure 7 est une vue schématique représentant un quart de coeur du réacteur; - la figure 8 est une vue à plus grande échelle d'une partie du quart de coeur de la figure 7; - la figure 9 est une vue à plus grande échelle d'une autre partie du quart de coeur de la figure 7; - la figure 10 est une vue schématique en coupe d'un assemblage combustible caractéristique; et - la figure 11 est une vue schématique représentant une coupe du coeur.

On se reportera à la figure 1. Un réacteur nuclé-

aire de référence générale 20 comprend une cuve 22 à la partie

supérieure de laquelle est fixé une tête amovible 24 de fer-

meture. Une tubulure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie

sont reliées à la cuve 22 du réacteur pour permettre la cir-

culation d'un fluide de refroidissement, tel que de l'eau, dans la cuve 22 du réacteur. Une plaque 30 faisant partie du

coeur, disposée à la partie inférieure de la cuve 22 du réac-

teur, sert à supporter les assemblages combustibles 32. Ces

derniers sont placés dans la cuve 22 du réacteur et ils cons-

tituent le coeur 34 du réacteur. Plusieurs mécanismes 36 de translation des barres de commande sont montés sur la tête 24 de fermeture, permettant de plonger ces barres de commande dans les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. En outre, plusieurs mécanismes 38 de translation des barres de déplacement sont montés également sur la tête 24 de fermeture pour permettre de plonger ces barres 40 de déplacement dans

les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. Ces méca-

nismes 38 de translation des barres de déplacement peuvent être analogues à celui qui est décrit dans la demande de brevet américain no 217 055. Pour-la clarté de l'illustration, seules

quelques barres 40 de déplacement sélectionnées sont représen-

tées à la figure 1. Plusieurs structures 42 de guidage des barres de déplacement sont situées dans la partie supérieure

de la cuve 22 du réacteur, chacune de ces structures se trou-

vant dans l'alignement d'un mécanisme 38 de translation des

barres de déplacement, afin de guider le mouvement de ces bar-

res 40 de déplacement dans la partie supérieure de la cuve 22

du réacteur. Une calandre 44 peut être prévue entre les assem-

blages combustibles 32 et les structures 42 de guidage des

barres de déplacement; cette calandre comprend plusieurs tu-

bes creux en acier inoxydable disposés dans le prolongement linéaire de chaque barre de déplacement et de chaque barre de

commande afin d'assurer le guidage de chacune de ces différen-

tes barres dans la région de la calandre et réduire au minimum les vibrations provoquées dans ces barres par l'écoulement du

fluide de refroidissement.

On se reportera maintenant aux figures 2 à 4. Les

assemblages combustibles 32 comprennent des éléments combusti-

bles 48, des sommiers 50, une tubulure inférieure 52, une tu-

bulure supérieure 54 et des tubes 56 de guidage. Les éléments combustibles 48 peuvent être constitués de tubes métalliques

cylindriques allongés qui contiennent des pastilles de combus-

tible nucléaire et dont les deux extrémités sont scellées par des bouchons d'extrémité. Les éléments combustibles 48 peuvent

être disposés en un réseau sensiblement carré de 20 x 20 élà-

ments et ils sont maintenus en place par des sommiers 50. Les tubes 56 de guidage, qui peuvent être au nombre de 23, sont disposés en réseau de 5 x 5 dans chaque assemblage combustible 32. Chaque tube 56 de guidage occupe l'espace d'environ quatre éléments combustibles 48 et se prolonge depuis la tubulure inférieure 52 jusqu'à la tubulure supérieure 54 de manière à constituer un moyen de support des sommiers, de la tubulure supérieure 54 et de la tubulure inférieure 52. Les tubes 56

de guidage peuvent être constitués de tubes métalliques cylin-

driques creux fabriqués en Zircaloy et pouvant contenir des barres telles que des barres 40 de déplacement ou des barres

de commande. Les barres 40 de déplacement et les barres de com-

mande sont fabriquées approximativement aux mêmes dimensions, de sorte que chaque tube 56 de guidage peut contenir aussi bien une barre de déplacement qu'une barre de commande. Lorsqu'ils

ne contiennent pas de barre, les tubes 56 de guidage sont rem-

plis de fluide de refroidissement du réacteur; cependant, lorsqu'elles sont introduites dans les tubes 56 de guidage,

les barres440 de déplacement expulsent le fluide de refroidis-

sement contenu dans les tubes.

Les sommiers 50 sont placés en divers points le long de l'assemblage combustible 32 et ils servent à maintenir lés éléments combustibles 48 et les tubes 56 de guidage écartés les uns des autres d'une distance appropriée, et à permettre la circulation du fluide de refroidissement du réacteur en vue

de l'échange de chaleur avec les éléments combustibles 48.

Comme on peut le voir à la figure 4, les barres 40

de déplacement sont des barres cylindriques allongées sensi-

blement creuses du type décrit dans la demande de brevet amé-

ricain n 217 052. Les barres 40 de d6placement peuvent égale- ment contenir des pastilles de ZrO2 ot u'Al2O3 afin de lester la barre et augmenter sa capacité d abaissement. Les beurres 40 de déplacement sont disposées dans le prolongeuent linéaire

des tubes 56 de guidage, de sorte qu'elles peuvent être intro-

duites dans les tubes lorsqu'on le desire. Les barres 40 de déplacement sont supportées par un dispositif coom.un appelé croisillon 58. Le croisillon 58 consiste en un moyeu 60 muni de bras 62 partant radialement de ce moyeu '0. Les barres 40 de déplacement sont fixées individuellement à chaque bras 62

de manière à former aune disposition qui correspond à la dis-

position des tubes 56 de guidage dans lesquels peuvent être introduites les barres de d6placement. Le croisillon 58 est

monté sur un arbre 64 de t'ranslation qui est relié au mécanis-

me 38 de translation des barres de déplacement. La mise en

mouvement de ce mécanisme 38 de translation des barres de dé-

placement provoque l'abaissement ou le relèvement de l'arbre 64 de translation et, de ce fait, l'introduction des barres 40 de déplacement dans les assemblages combustibles 32 du coeur

34 ou le retrait de ces barres des assemblages combustibles.

Il est important de noter que chaque croisillon 58 est disposé de manière à pouvoir introduire les barres 40 de

déplacement dans plus d'un assemblage combustible 32. Par exem-

ple, comme le représente la figure 4, le croisillon 58 permet

d'introduire vingt-cinq barres de déplacement dans l'assembla-

ge combustible central 32 et quatre barres de déplacement dans chacun des quatre assemblages combustibles contigus. De cette manière, les barres 40 de déplacement peuvent être introduites dans les assemblages combustibles 32 et en être retirées sans qu'il soit nécessaire d'augmenter le nombre de croisillons et

de mécanismes de translation.

On se reportera maintenant aux figures 5 et 6. Des structures 42 de guidage des barres de déplacement comprennent plusieurs guides tubulaires fendus 70 qui sont conçus pour

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permettre le passage de barres telles que des barres de dépla-

cement ou des barres de commande. Ces structures 42 de guidage des barres de déplacement sont situées entre la calandre 44 et la tête 24 de fermeture comme le représente la figure 1, et elles sont disposées de manière à correspondre à chaque méca- nisme 38 de translation des barres de déplacement. Plusieurs plaques 72 d'écartement sont situées en divers points le long des guides tubulaires fendus 70 et, avec ces derniers, elles servent à guider les barres 40 de déplacement dans la partie supérieure de la cuve 22 du réacteur. Comme on peut le voir à la figure 6, huit guides tubulaires fendus 70 peuvent être prévus pour guider les barres 40 de déplacement. Les "fentes" des guides tubulaires fendus 70, ainsi que les rainures 74

formées dans les plaques 72 d'écartement, autorisent le passa-

ge du croisillon 58 tout en maintenant l'alignement des bar-

res avec les tubes 56 de guidage dans les assemblages combus-

tibles 32. Une ouverture centrale 76 est prévue également dans les plaques 72 d'écartement pour le logement de l'arbre 64 de translation, de manière à permettre le passage du croisillon 58. On se reportera de nouveau à la figure 1. La calandre 44, qui comprend un grand nombre de tubes, assure le guidage

des barres telles que les barres 40 de déplacement dans la ré-

gion de la calandre. En général, les tubes de la calandre 44

ne sont pas des tubes fendus, comme c'est le cas pour les gui-

des tubulaires fendus 70, de sorte que l'abaissement du croi-

sillon 58 est arrêté au voisinage de l'extrémité supérieure des tubes de la calandre. Lorsque leur mouvement d'abaissement est arrêté à la partie supérieure de la calandre 44, toutes les barres traversent les tubes de la calandre et sont plongées

complètement dans l'assemblage combustible 32. En étant in-

troduites dans les tubes de la calandre, les barres sont pro-

tégées contre l'écoulement du fluide de refroidissement du réacteur, ce qui réduit donc au minimum les vibrations qui, sinon, pourraient être provoquées par la vitesse du fluide de

refroidissement du réacteur dans cette région.

Il existe différents types de barres qui peuvent être introduites dans les tubes 56 de guidage. Par exemple,

des barres de déplacement, des barres de commande et des bar-

res grises peuvent être disposées de manière ^^Ere introduites

dans les tubes 56 de guidage. Toutes ces barres ont approxiuaa-

tivement les mêmes dimensions et la même forme mais, à cause des substances dont elles sont constituées, elles remplissent

des r8les différents. Les barres 40 de déplacement, qui peu-

vent être des tubes creux à parois épaisses et qui peuvent con-

tenir une substance d'absorption des neutrons lents telle que des pastilles de ZrO2 ou d'A1203, sont utilisées pour déplacer le fluide de refroidissement du réacteur et, par conséquent,

pour commander la modération du réacteur. Les barres de coa-

mande contiennent une substance d'absorption des neutrons, cow-

me il est bien connu de l'homme de l'art, et elles servent à commander la réactivité du coeur d'une manière généralement bien connue. Les barres grises sont analogues aux barres 40 de déplacement mais elles sont constituées d'une substance

d'absorption des neutrons intermédiaires telle que l'acier ino-

xydable, de sorte que leur valeur de réacti-

vité par barre, est supérieureà celle des barres 40 de déplace-

ment.

On se reportera maintenant aux figures 7 à Il qui-

représentent, dans un quart de coeur, la disposition des 61ments combustibles 48, des barres 40 de déplacement, des barres 80

de commande, des barres grises 82 et des emplacements 84 da-

pourvus de barres. Il est bien entendu que la forme complète du coeur du réacteur peut être reconstituée par extrapolation du quart de coeur représenté à la figure 7. En fait, le quart de coeur représenté à la figure 7 est une image symétrique du huitième de coeur, l'axe de symétrie étant la droite A-A de la figure 7. On a cependant représenté le quart de coeur de la

figure 7 pour la clarté de l'illustration.

Comme on peut le voir à la figure 10, chaque assembla-

ge combustible 32 comprend un téseau d'éléments combustibles

48 et un réseau de tubes 56 de guidage. D'une manière généra-

le, des barres 80 de commande et des barres grises 82 sont u-

tilisées uniquement dans les tubes 56 de guidage placés en

diagonale, tandis que des barres 40 de déplacement sont utili-

sées généralement dans tous les tubes 56 de guidage d'un assem-

blage combustible donné. En outre, un tube 88 pour appareils

est prévu au voisinage du centre de chaque assemblage combus-

tible 32 pour recevoir des appareils de transfert de données

tels que des chambres mobiles de fission. Bien qu'étant es-

sentiellement identique à celui qui est représenté à la figu-

re 10, chaque assemblage combustible 32 peut remplir une fonc-

tion différente, selon que les tubes 56 de guidage sont occu-

pés par le fluide de refroidissement du réacteur, les barres de déplacement# les barres 80 de commande ou les barres grises 82. Les barres 40 de déplacement et les barres grises

82 sont choisies généralement de manière à avoir approximati-

vement les mêmes dimensions afin de déplacer sensiblement le même volume d'eau. Cependant, les barres grises 82 peuvent

être des barres cylindriques à parois épaisses en acier inoxy-

dable et qui présentent une valeur de réacti-

vité supérieureà celle des barres 40 de déplacement, de sorte

qu'elles peuvent être utilisées pour compenser les effets xé-

non transitoires pendant les opérations qui suivent l'enfourne-

ment, en plus du déplacement du modérateur.

On se reportera maintenant à la figure 11. Un assem-

blage combustible 32 dans lequel ne sont utilisées aucune bar-

re 80 de commande ni aucune barre grise 82 mais dans lequel des barres 40 de déplacement uniquement sont utilisées dans les tubes 56 de guidage, est appelé généralement assemblage 90 de déplacement. Un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres

de commande, mais aucune barre grise, est appelé assembla-

ge 92 de commande. De même, un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres grises 82, est appelé assemblage gris 94. On doit bien noter qu'à la figure 11, des éléments combustibles

48 ont été omis pour des raisons de clarté et que les assem-

blages combustibles sont analogues à ceux qui sont représentés

à la figure 10.

On continuera à se reporter à la figure 11. Chacune des barres 80 de commande et des barres grises 82 est fixée à un croisillon (non représenté) analogue au croisillon 58,

excepté que le croisillon de support des barres 80 de comman-

de ou des barres grises 82 ne concerne généralement qu'un assemblage combustible. De cette maniàre, toutes les barres

de commande ou les barres grises 82 d'un assemblage com-

bustible donné peuvent être relevées ou aaisss 3 l'aide d'un seul mécanisme de translation. En outrze, du fait que chaque croisillon W8 su5 por1t des barres. d dp!acement peut

se prolonger dans ies ass blages conis ( te on l'a repré-

senté dans la partie centr ale de a *fig-re -i l a ficpare 4), le mouvement du c-roisillon 5 de suporc es ba rres de

déplacement affecte la copmande de È ci assflaes combusti-

bles et réduit le nomIbre nécessaire -e lcanismes e transla-

tion des barres de dplacemento Fien ernendu à la périphérie

du quart de coeur {comme le représezhe la figure 73, des croi-

sillons particuliers peuvent deplacer dus barres en nomibre in-

férieur au nombre habituel de barres, du fait qu'il n'y a pas d'assemblages combustibles contigus ou parce qu'il existe des

emplacements 84 dépourvus de barres.

On se reportera de nouveau aux figures 8 et 9 qui constituent la figure 7. Elles représentent la disposition d'un quart de coeur, chaque rangée ou rangle partielle étant numérotée de 100 à 114 et chaque colonne ou colonne partielle étant numérotée de 11i6 a 130 et comprenant: Assemblage combustible , 116 quart d'assemblage de déplacement 100, 118 demiassemblage de commande , 120 demi-assemblage de déplacement , 122 demiassemblage de commande , 124 demi-assemblage de déplacement , 126 demiassemblage de commande 100, 128 demi-assemblage de déplacement

, 130 demi-assemblage gris.

102, 116 demi-assemblage de commande 102, 118 assemblage complet de déplacement 102, 120 assemblage gris complet 102, 122 assemblage complet de déplacement 102, 124 assemblage gris complet 102, 126 assemblage complet de déplacement il assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage partiel de commande dépourvu de barres. demi-assemblage de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement demiassemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage assemblage assemblage assemblage assemblage complet complet complet complet complet demi-assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel

de barres.

de de de de de - déplacement commande déplacement commande déplacement commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement dépourvu 102, 102, 104, 104, 104, 104, 104, 104, 104, 104, 106, 106, 106, 106, 106, 106, 106, 106, 108, 108, 108, 108, 108, 108, 108, , , , , , , , 112, 116 demi-assemblage de déplacement 112, 118 assemblage complet de commande 112, 120 assemblage complet de déplacement 112, 122 assemblage complet de commande 112, 124 assemblage complet de déplacement 112, 126 assemblage partiel de déplacement dépourvu

de barres.

114, 116 demi-assemblage gris 114, 118 assemblage complet de déplacement 114, 120 assemblage partiel de commande dépourvu de barres

114, 122 assemblage complet de déplacement.

Comme on peut le voir d'après la description ci-dessus

du quart de coeur, la configuration du coeur basée sur ce con-

cept peut être illustrée d'une manière générale comme le re-

présente la figure 11. Fondamentalement on choisitcomme as-

semblage combustible au centre du noyau complet et représenté par l'assemblage combustible 100, 116 de la figure 7, soit un assemblage 92 de commande ou, de préférence, un assemblage 90 de déplacement. Une fois qu'on a choisi cet assemblage, les quatre assemblages combustibles immédiatement contigus aux faces planes de l'assemblage combustible central, sont choisis dans un autre type tandis que les assemblages combustibles situés sur la diagonale sont choisis dans le.même type que l'assemblage central. Cette disposition est répétée ensuite de manière alternée. Par exemple/on choisi, comme assemblage combustible central 100, 116 à la figure 7, un assemblage 90

de déplacement de sorte que les assemblages combustibles con-

tigus à ses faces planes sont soit des assemblages 92 de com-

mande ou des assemblages gris 94, tandis que ceux qui sont si-

tués sur la diagonale sont des assemblages 90 de déplacement.

Cette disposition est répétée de manière alternée jusqu'à ce qu'on ait atteint la périphérie du coeur o on peut choisir,

comme derniers assemblages combustibles, des assemblages hy-

brides basés sur la physique nucléaire du coeur en particulier.

Pour déterminer si le choix d'un assemblage en particulier doit se porter sur un assemblage 92 de commande ou sur un

assemblage gris 94, on choisit d'abord le nombre et l'empla-

cement des assemblages de commande nécessaires en se basant sur une conception classique du coeur. Les autres assemblages qui ne sont pas des assemblages 92 de commande, sont utilisés alors comme assemblages gris 94. On peut ainsi disposer sensi-

blement la totalité du coeur en faisant alterner les assembla-

ges de déplacement et les assemblages de commande ou les as-

semblages gris, tous les assemblages combustibles étant desser-

vis par au moins un croisillon 58 de support des barres de dé-

placement et chacun de ces croisillons 58 desservant générale-

ment cinq assemblages combustibles. En outre, chaque assembla-

ge combustible est desservi par au moins un mécanisme de trans-

lation des barres de déplacement, des barres de commande ou

des barres grises.

La disposition illustréedu coeur fournit un moyen d'ajuster le spectre des neutrons par "dérive spectrale' en

réglant le volume du modérateur dans le coeur. On peut effec-

* tuer cette opération en déplaçant l'eau de refroidissement du coeur et en la remplaçant à certains moments appropriés afin

de modifier la modération du coeur. Des barres 40 de déplace-

ment et des barres grises 82 peuvent être utilisées pour ef-

fectuer cette modification de modération.

En fonctionnement, toutes les barres 40 de déplace-

ment et toutes les barres grises 82 sont introduites dans le coeur 34 audébut de la vie du coeur. Cependant, aucune des barres 80 de commande ne doit être nécessairement introduite à ce moment-là. L'introduction des barres 40 de déplacement et des barres grises 82 s'effectue par la mise en mouvement du mécanisme approprié de translation tel que le mécanisme 38 de translation des barres de déplacement. Lorsque ce mécanisme

de translation est mis en mouvement, les barres 40 de déplace-

ment et les barres grises 82 plongent dans les tubes appropriés

56 de guidage disposés dans les assemblages combustibles 32.

Les barres de déplacement et les barres grises déplaceront leur volume de fluide de refroidissement (eau), diminuant ainsi

le volume du modérateur dans le coeur 34. La diminution du mo-

dérateur durcit le spectre des neutrons du coeur et augmente

la production de plutonium. Ce durcissement du spectre des neu-

trons est appelé d'une manière aénérale d-rive spectrale".

Ce spectre plus dur des neutrons diminue les besoins d'une compensation chimique par le bore, il a pour consequence un coefficient de température du rateur p!s natif et il diminue ou ëlimine les besoins en son coirom ab1es Aui fur et à mesure -ue 1'ri omb u sibe presenrt dans le coeur siappauvrit au cours de la vie du coeur, un certain nombre de barres 40 de déplacement e.t (ou) -e barres 9rises 82 peuvent

Ztre retirées du coeur par la mise en Iîement de leurs mà-

canismes appropriés respectifs de. tanation Le retrait de ces barres permet l'entrie d'une quantîte plus importante d'eau de moderation dans la r&gion du coeur et augmente donc la modération du coeur. En fait, cette operation a pour effet

d'introduire une valeur de ràactivité à un moment o l'appau-

vrissement du combustible provoque une. diminution de la valeur de réactivité. La réactivité du coeur peut done être maintenue

à des niveaux appropriés pendant un temps plus long. Le re-

trait des barres peut se poursuivre & un régime choisi (en fonction de l'état du coeur) jusqu'à ce que, vers la fin de la vie du coeur, toutes les barres 40 de déplacement et toutes les barres grises 82 aient été retirées du coeur. La sélection et la manipulation des barres de déplacement peuvent s'opérer de la manière décrite dans la demande de brevet américain no

217 054.

Les barres de déplacement pauvent Ztre utilisées au démarrage pour déplacer environ 20 % du volume d'eau du coeur et elles peuvent rester plongées dans le coeur jusqu'à ce que la concentration de la compensation en bore soit voisine de

zéro p.p.m., ce qui se produit a environ 60 % du cycle du com-

bustible. Une telle utilisation des barres de déplacement peut avoir comme effet une diminution de 10 % environ des besoins en uranium combustible pour une durée de vie donnée du coeur

et, en conséquence, 10 % d'économie des coûts de combustible.

En outre, l'utilisation de barres de poisons consommables peut être effectivement éliminée, ce qui représente une réduction

supplémentaire des coûts.

Dans la comma nde du fonctionnement d'un réacteur nu-

cléaire, il est bien connu de l'homme de l'art que des batte-

ries de barres 80 de commande sont introduites ou retirées

successivement selon la puissance requise à la sortie du ré-

acteur nucléaire. Cette puissance de sortie du réacteur aug-

mente si les barres 80 de commande sont retirées du réacteur, et elle est réduite si les barres 80 de commande sont intro-

duites dans le réacteur.

De manière caractéristique, les barres 80 de comman-

de sont disposées en plusieurs batteries constituées de plu-

sieurs groupes de barres de commande. Lorsqu'on veut augmen-

ter la puissance de sortie du réacteur, une batterie de bar-

res sera commandée séquentiellement, c'est-à-dire qu'une pre-

mière batterie de barres sera retirée progressivement du ré-

acteur et d'autres batteries seront retirées ensuite si on désire une puissance plus élevée. D'une manière générale, il est souhaitable de commencer à retirer d'autres batteries avant que la première batterie ait été retirée sur sa hauteur maximum. Du fait que chaque batterie est constituée d'un ou

plusieurs groupes de barres, lorsqu'une batterie est intro-

duite ou retirée, ces groupes effectueront un déplacement pro-

gressif dans le sens désiré. Si un changement du sens de dé-

placement des barres intervient, le dernier groupe de barres

qui a été déplacé avant le changement de sens, sera générale-

ment le premier à être déplacé en sens contraire lorsque le changement de sens sera nécessaire, ceci afin de maintenir un alignement correct des barres à l'intérieur du réacteur et

pour permettre la commande souhaitée du fonctionnement du ré-

acteur. Puisque ce déplacement des barres 80 de commande aura pour effet de modifier la réactivité du coeur (elle sera soit augmentée soit diminuée) et puisque le déplacement des barres 40 de déplacement et des barres grises 82 augmentera

ou diminuera également la réactivité du coeur, il est souhai-

table de coordonner le déplacement des barres 40 de déplace-

ment, des barres 80 de commande et des barres grises 82 afin d'obtenir dans tout le coeur le niveau et la répartition de la réactivité et de la puissance recherchés. On peut réaliser le niveau et la répartition appropriés de la puissance en contrôlant l'état de réactivité du coeur ainsi que les besoins

en réactivité, et en choisissant ensuite le type et l'erplace-

ment corrects de la barre 40 de déplacement, de la barre 80 de commande ou de la barre grise 82 à déplacer. Du fait que les barres 40 de déplacement, les barres 80 de commande et les barres grises 82 présentent des valeurs différentes de réactivité, et du fait que des barres de chaque type sont

dispersées-en divers point du coeur, le cloix et la manipula-

tion corrects des barres permettront d'obtenir le niveau et la répartition de la puissance recherchés avec une souplesse plus grande que celle qui était réalisable avec les barres

de commande seules. Ainsi, l'utilisation de barres 40 de dé-

placement, de barres 80 de commande et de barres grises 82

combinées de différentes manières, fournit des avantages im-

portants dans la commande d'un réacteur nucléaire.

En conséquence, on peut voir que la réactivité d'un

réacteur nucléaire peut être ajustée effectivement par le ré-

glage du volume du modérateur au moyen de barres de déplace-

ment. La présente invention n'est pas limitée aux exemples

de réalisation qui viennent d'être décrits, elle est.au con-

traire susceptible de variantes et de modifications qui appa-

raitront à l'homme de l'art. -

Claims (6)

REVENDICATIONS

1. Réacteur nucléaire à eau sous pression et dérive spectrale comprenant une cuve (22) de réacteur avec une entrée

(26) et une sortie (28) pour la circulation de l'eau de refroi-

dissement en vue d'un échange de chaleur avec un coeur (34) placé dans la cuve, plusieurs assemblages combustibles (32) disposés dans ce coeur (34) pour produire de la chaleur par

fission nucléaire, et plusieurs barres de commande mobilesse-

lon une progression régulière et placées dans ce réacteur pour régler le niveau et la répartition de la puissance du réacteur, caractérisé en ce que plusieurs éléments (40) de déplacement de l'eau d'absorption des neutrons lents sont disposés dans la cuve (22) de manière à pouvoir être introduits complètement

dans le coeur (34) ou en être retirés complètement afin d'ex-

pulser l'eau du coeur lorsque ces éléments de déplacement sont

introduits dans le coeur (34), réduisant de ce fait la modéra-

tion du coeur.

2. Réacteur nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé en ce qu'un mécanisme électromécanique (36) de translation des barres de commande est monté sur la cuve (22)

du réacteur et est relié aux barres de commande afin de dépla-

cer progressivement ces barres de commande par rapport au coeur; et en ce qu'un mécanisme hydraulique (38) de translation des barres de déplacement est monté sur la cuve (22) du réacteur

et est relié aux éléments (40) de déplacement de l'eau d'ab-

sorption des neutrons lents afin d'introduire complètement ces éléments (40) de déplacement dans le coeur (34) ou les en

retirer complètement.

3. Réacteur nucléaire suivant la revendication 2,

caractérisé en ce que ce mécanisme hydraulique (38) de trans-

lation des barres de déplacement comprend un croisillon (58)

auquel sont fixés les éléments (40) de déplacement, et un ar-

bre (64) de translation sur lequel est fixé le croisillon (58) et qui se prolonge à travers la cuve (22) du réacteur jusqu'au mécanisme hydraulique (38) de translation monté sur la tête (24) de fermeture de la cuve (22) du réacteur afin que l'arbre

(64) de translation et le croisillon (58) puissent se dépla-

cer verticalement et sélectivement par rapport aux assemblages

combustibles (34).

4. Procédé de fonctionnement d'un réacteur à eau

sous pression suivant les revendications 1 à 3, caractérisé en

ce qu'au moins certaines des barres de commande sont sélecti-

vement et progressivement déplacées par rapport au coeur du réac-

teur, tandis que les éléments de déplacement de l'eau d'ab-

sorption des neutrons lents sont sélectivement et complètement retirés du coeur ou introduits dans le coeur, afin de régler

le niveau et la répartition de la puissance du réacteur.

5. Procédé suivant la revendication 4, caractérisé en ce qu'au moins une des barres de commande est complètement

retirée du coeur ou complètement introduite dans le coeur.

6. Procédé suivant l'une des revendications 4 ou 5,

caractérisé en ce que les barres de commande sont déplacées par le mécanisme électromécanique (36) de translation des barres de commande tandis que les éléments (40) de déplacement de l'eau d'absorption des neutrons lents sont déplacés par le

mécanisme hydraulique (38) de translation des barres de dépla-

cement.