WO2024256546A1 - Reacteur nucleaire calogene a caloporteur en metal liquide et a cœur comprenant des tubes etanches au caloporteur logeant chacun des particules de combustible nucleaire, dites triso - Google Patents

Reacteur nucleaire calogene a caloporteur en metal liquide et a cœur comprenant des tubes etanches au caloporteur logeant chacun des particules de combustible nucleaire, dites triso Download PDF

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nuclear reactor
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Edouard HOURCADE
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to the field of solid fuel nuclear reactors cooled with liquid metal type heat transfer fluid(s), in particular with liquid sodium.
  • the main objective of the invention is therefore to provide a nuclear reactor for calogenic purposes which operates at low pressure, typically less than 5 bars and which is intended to provide relatively high thermal power, of the order of a few tens to hundreds of MWth.
  • the invention aims to achieve a mainly thermal coupling between a nuclear reactor and an industrial production site, for example chemical installations for the production of ammonia or sodium carbonate.
  • heat-generating is meant here and within the scope of the invention, a nuclear installation, a nuclear power plant or a nuclear reactor whose power can be dedicated mainly to the supply of heat.
  • the power of a heat-generating reactor can be 100% to supply heat. In its heat-generating configuration, a small part of its power can still be used to supply electricity.
  • the invention can be applied to any other liquid metal, such as lead, as a heat transfer fluid for a primary circuit of a nuclear reactor.
  • the invention can also be applied to reactors with fast neutron spectra.
  • SMR reactor small power reactors or SMR in English (acronym for “Small Modular Reactor”), typically with an operating power less than or equal to 150 MWth.
  • SMR reactor is meant here and within the scope of the invention, the usual technological meaning, namely a nuclear fission reactor, of smaller size and power than those of conventional PWR reactors, which is manufactured in a factory and transported to a nuclear installation site to be installed there.
  • pressurized water reactors are the most suitable for providing heat at relatively low temperatures.
  • REPs are those which make it possible to immediately supply a power level of a few dozen MWth, mainly for the purpose of supplying so-called urban heat, i.e. in urban networks, for towns/agglomerations of several hundred thousand inhabitants.
  • Boiling water reactors are designed to produce steam in a primary circuit directly used in a turbo-alternator group, in order to produce electricity.
  • candidate SMR reactors In addition to their ease of use and the compactness that would allow them to be transported by land, candidate SMR reactors must present intrinsic safety. The inventor took stock of existing mature technologies that could be implemented in SMR nuclear reactors to provide relatively high-temperature heat on site to industries that are difficult to decarbonize by electricity, such as ammonia or sodium carbonate production facilities.
  • High temperature reactors are thermal spectrum reactors, with graphite moderators and cooled by a heat transfer fluid called “transparent” to neutrons. They offer the possibility of reaching high heat transfer fluid temperatures, typically of the order of 750°C at the core outlet.
  • this heat transfer fluid is helium under pressure.
  • the demonstrator of the company Kairos Power named Hermès, a so-called ionic heat transfer fluid was considered, consisting of molten salts based on fluoride salts.
  • the nuclear fuel used consists of particles called TRISO (acronym for “TRIStructural ISOtropic”).
  • TRISO acronym for “TRIStructural ISOtropic”.
  • Each of the particles is formed of a uranium oxide core coated with layers based on carbon compounds that serve as a first containment barrier to retain the fission products.
  • the particles thus have the appearance of balls approximately 1 millimeter thick. They are compacted in graphite matrices (called compacts or balls) so that the coolant is not in direct contact with the first containment barrier.
  • HTR reactors are generally of the loop type, i.e. with heat exchangers between primary and secondary circuits connected to the core by tubular connections, and implements fluid circulators, i.e. pumps, blowers, and heat exchangers towards the fluids of the secondary circuit, which can be helium, pressurized water, supercritical CO2, etc.
  • fluid circulators i.e. pumps, blowers, and heat exchangers towards the fluids of the secondary circuit, which can be helium, pressurized water, supercritical CO2, etc.
  • the TRISO fuel particles used make it possible to accommodate high temperatures and pressures in the event of incidental or accidental situations.
  • the fuel temperature can be above 1500°C and the internal pressure of the heat transfer fluid (helium) between 10 and 100 bars;
  • a neutron spectrum can be very thermal, which results in a high moderating and Doppler coefficient, typically equal to -15pcm/°C, and therefore leads to a rapid variation in the reactor power during temperature variations within the graphite and/or fuel;
  • the core has a high thermal inertia due to the mass of graphite and therefore helps to limit the impacts of thermal shocks, hot or cold;
  • the fast neutron reactor sector was developed to enable better management of nuclear fuel, in particular through sustainable management of the plutonium stock and the capacity to recover the inventory of the uranium isotope 238, an isotope that is not very recoverable in thermal neutron reactors.
  • Solid-fuel fast neutron reactors rely on a physical separation between the solid fuel and the liquid metal coolant, by a casing (rod or needle) forming a first physical containment barrier (cladding).
  • the fuel itself is made of solid materials at the target operating temperatures (in particular in the form of oxides, silicon carbides (SIC) or nitrides of fissile materials or directly in the form of a metal alloy).
  • the casings are assembled in bundles and are immersed with all the other components of the primary circuit (bars of neutron absorbing material, exchangers, instrumentation) directly in the liquid metal coolant which therefore ensures heat transfer.
  • the vessel of an RNR reactor is generally designed to be suspended from a metal slab itself connected to a civil engineering vessel shaft.
  • liquid metal-cooled RNR reactors particularly Na-RNRs
  • They make it possible to envisage closing the fuel cycle (possibility of breeding) and the management of certain high-level long-lived waste (americium, etc.) and that they have a high power density, typically of the order of 200 W/ cm3 .
  • the aim of the invention is to meet at least part of this need.
  • the invention relates, in one of its aspects, to a liquid metal-cooled nuclear reactor, comprising a vessel, called the primary vessel, axisymmetric about a central axis (X), filled with a fluid containing at least one liquid metal as a heat transfer fluid for the primary circuit of the reactor, the vessel comprising a core comprising a plurality of hollow, sealed and fixed tubes, arranged parallel to the axis X so that during operation of the reactor, the liquid metal circulates in contact with their outer periphery, each hollow tube housing a stack of fuel assemblies, housing nuclear fuel particles, called TRISO, mixed with a matrix.
  • a liquid metal-cooled nuclear reactor comprising a vessel, called the primary vessel, axisymmetric about a central axis (X), filled with a fluid containing at least one liquid metal as a heat transfer fluid for the primary circuit of the reactor, the vessel comprising a core comprising a plurality of hollow, sealed and fixed tubes, arranged parallel to the axis X so that during operation of the reactor, the liquid metal
  • the matrix in which the TRISO particles are mixed is in the form of a compact block.
  • the reactor comprises a structure forming a step, with a central axis coincident with that of the primary tank, the structure being arranged in the primary tank to separate the interior of the latter into a central zone and a peripheral zone so that when the reactor is operating, the liquid metal heat transfer fluid circulates by natural convection, in a closed loop from the bottom of the central zone.
  • the reactor core is arranged within which the fission reactions occur, from which it rises by heating, to the top of the central zone where it enters through an inlet of at least one heat exchanger outside the reactor vessel to exit through an outlet of the exchanger then towards the top of the peripheral zone to descend towards the bottom of the peripheral zone where it is diverted towards the core of the reactor.
  • the reactor core houses at least one moderator material.
  • the reactor core may also include a reflector made of moderating material arranged below each sealed tube.
  • the core of the reactor may also include at least two blocks of moderating material arranged around each sealed tube, allowing the liquid metal to circulate around and in contact with the latter.
  • each sealed tube comprises a blind tubular part forming a glove finger in which the fuel assemblies are stacked prior to operation of the reactor.
  • the liquid metal of the heat transfer fluid can be chosen from sodium (Na), lead (Pb) or a lead-bismuth alloy (Pb-Bi).
  • the material of the TRISO particle matrix and/or core may be graphite.
  • the material of the sealed tubes can be ceramic.
  • the reactor comprises a reactivity control system consisting either of control rods internal to the primary tank.
  • modifier material means any material that can slow down neutrons.
  • the kinetic energy of a fast neutron is greater than IMeV, while that of a thermal neutron is less than leV, typically of the order of 0.025eV.
  • publication [2] and in particular to figure 4, which indicates, for several types of reactors, the thermal fraction and the fast fraction of the neutron flux.
  • the invention essentially consists of a nuclear reactor with liquid metal coolant, in particular liquid sodium, and a solid fuel assembly in the form of TRISO particles compacted in a matrix stacked with other assemblies, in sealed tubes, which separate the fuel from the liquid metal flow.
  • liquid metal coolant in particular liquid sodium
  • solid fuel assembly in the form of TRISO particles compacted in a matrix stacked with other assemblies, in sealed tubes, which separate the fuel from the liquid metal flow.
  • the flow of liquid metal circulates outside a sealed barrier. This guarantees the absence of contamination during normal operation of the liquid metal, the primary coolant, by fission products because two independent sealed barriers separate it from the fissile material contained in the TRISO particles.
  • the design of the reactor according to the invention essentially makes it possible to combine the advantages of HTR reactors and those of liquid metal-cooled RNR reactors.
  • the design of the reactor according to the invention makes it possible to significantly increase the power density of existing HTR reactors.
  • a low-pressure liquid metal typically 1 to 2 bars, replacing pressurized helium, typically at 10 to 100 bars, allows normal operation of the reactor with higher fuel temperatures than that of existing HTRs, the TRISO particles being able to withstand these higher temperatures.
  • the fuel, the control rods and most of the instrumentation consisting of “consumable” components or those requiring regular replacement or inspection are positioned in a fluid zone separate from that of the liquid metal primary heat transfer fluid. This feature allows for handling of components not polluted by the liquid metal heat transfer fluid in order to protect most of the consumable components from any interaction with the metal.
  • the inventor estimates this power density at about 10 MW/m 3 with liquid sodium, which is 5 times higher than that of an HTR reactor.
  • this allows for radiation cooling during handling of the spent fuel, even with high residual power, immediately after the fission reaction has stopped.
  • heat transfer between the fuel and the liquid metal can be achieved by simple thermal conduction.
  • the neutron weight of a fuel assembly is low, which allows simple online refueling, i.e. at full power, without strong neutron disturbances.
  • This online refueling allows increased availability of the reactor, and reduces the risks inherent in refueling operations by reducing the time pressure on this critical operation.
  • TRISO particles also make it possible to obtain dry storage in racks, cooled only by ventilation, then by radiation once placed in drums, a few weeks after unloading the core.
  • the reactor according to the invention can operate with a primary liquid metal under low pressure and at high temperature, typically of the order of 750°C at the outlet of the core for liquid sodium, which ultimately allows the reactor to be guaranteed its calogenic vocation for the purposes of supplying heat to industrial production sites, for example chemical installations for the production of ammonia or sodium carbonate.
  • Figure 1 is a schematic longitudinal sectional view of a liquid metal-cooled nuclear reactor according to the invention, with a loop exchanger configuration.
  • Figure 1 A is a detailed view of Figure 1, at the level of a sealed tube housing TRISO particle assemblies between two blocks of moderator material.
  • Figure 2 is another cross-sectional and perspective view of a liquid metal cooled nuclear reactor according to the invention, with a loop exchanger configuration.
  • Figure 2A is a perspective view showing the insertion of a TRISO particle assembly into a sealed tube of the core of Figure 2.
  • Figure 3 is a cross-sectional view of a core of a nuclear reactor according to the invention, showing the relative arrangements between fuel assemblies, sealed tubes, and blocks of moderator material.
  • the arrows symbolize the circulation of primary liquid sodium in the reactor vessel and in the exchanger between the primary and secondary circuits.
  • Figures 1 to 3 show a nuclear reactor cooled with liquid metal and fuel in the form of TRISO particles according to the invention.
  • Such a reactor 1 comprises a primary vessel 2 or reactor vessel filled with liquid sodium, which is a straight cylinder with a central axis X and inside which is present the core 3 where a plurality of fixed sealed tubes 4 housing removable fuel assemblies 5 with particles 50 of TRISO fuel are installed, which generate thermal energy by the fissions of the fuel.
  • the liquid sodium is therefore the heat transfer fluid of the primary circuit: it stores and transports the heat of the core 3.
  • each fixed sealed tube may comprise a blind tubular portion forming a glove finger in which the fuel assemblies 5 are stacked prior to the operation of the reactor. If necessary, they may be replaced during the operation of the reactor.
  • the arrangement of each sealed tube 4 is such that its opening through which the fuel assemblies are stacked is at a distance from the primary liquid metal.
  • Solid nuclear fuels are assemblies 5 housing TRISO 50 particles compacted in a matrix of moderating material 51, preferably graphite. Each of these particles is formed of a uranium oxide core coated with layers based on carbon compounds which serve as a first containment barrier to retain the fission products.
  • a sheath 52 in particular made of graphite, can surround the matrix 51.
  • a sheath 52 can surround the matrix 51.
  • a ring configuration of the compact 50, 51 and at the center of the latter a volume 53 empty or filled with inert gas, preferably helium, at low pressure.
  • This volume 53 makes it possible to limit the core temperature of the fuel and also makes it possible to accommodate any expansions of the matrix 51.
  • Each sealed assembly 5 may have a hexagonal (Figure 2A) or cylindrical ( Figure 3) external cross-section.
  • the outer coating of the TRISO particles constitutes the primary containment barrier for radioactive materials contained in core 3.
  • a support slab 6 supports the primary tank 2 as well as the weight of the liquid metal of the primary circuit and the internal components. This slab 6 is arranged directly above the core 3 and closes the primary tank 2 to contain the liquid metal, acting as a barrier between said liquid metal and the external environment.
  • the reactor vessel 2 is separated into two distinct zones by a separation structure consisting of at least one shell 7 arranged inside the reactor vessel 2.
  • This separation device is also known as a redan.
  • the redan 7 is arranged in the primary vessel 2 by forming a central chimney, to separate the interior of the primary vessel 10 into a central zone and a peripheral zone so that during operation of the reactor, the liquid metal circulates by natural convection in a loop from the bottom of the central zone where the reactor core 3 is arranged above a base 8, from which it rises by heating to the top of the central zone where it enters through an inlet 90 of at least one heat exchanger 9 outside the reactor vessel 2 to exit through an outlet of the exchanger 91 then towards the top of the peripheral zone to descend towards the bottom of the peripheral zone where it is diverted towards the core 3.
  • the primary liquid metal therefore circulates only in natural convection in the reactor vessel 2 in a closed loop through at least one exchanger 9 and exchanges its heat within it with a secondary fluid which enters cold through the inlet 92 and exits hot through its outlet 93.
  • the temperature of the secondary fluid at the outlet 93 can be equal to 700°C.
  • the shape of the redan 7 improves the circulation by natural convection of the liquid metal.
  • Reactor 1 includes a reactivity control system (not shown) which may consist of control rods internal to primary vessel 2.
  • the reactor vessel 2 includes a sky, usually called a pile sky, which can be filled with an inert gas, such as argon or helium, above the liquid metal.
  • This sky allows on the one hand to absorb the thermal expansion of the liquid metal within the reactor vessel, when it undergoes a level variation, and on the other hand, to recover the gaseous fission products generated by the nuclear fissions within the fuels.
  • FIG. 1A An advantageous arrangement of a sealed tube 4 housing a stack of fuel assemblies 5 is shown in FIG. 1A.
  • the sealed tube 4, preferably made of ceramic, is arranged between at least two blocks of moderator material 20, preferably made of graphite. This arrangement allows the primary liquid metal to circulate around and in contact with the sealed tube in a well-defined space E.
  • a reflector 21 made of moderating material, preferably graphite, can be arranged below a sealed tube 4.
  • FIG. 3 An advantageous arrangement is shown in Figure 3 for tight tubes 4 and fuel assemblies 5 with a straight cylindrical cross section.
  • a tube 4 is arranged between two blocks 20 of moderating material, preferably graphite, arranged side by side leaving a space e between them and a larger space E in which the liquid metal circulates during operation of the reactor.
  • a filling volume of an inert gas preferably helium, can be provided between a fuel assembly 5 and the interior of the sealed tube 5 in order to improve the thermal interface for the thermal conduction of the heat released by the fission of the TRISO particles.
  • liquid metals than sodium can be considered for the primary fluid: this could be lead (Pb) or a lead-bismuth alloy (Pb-Bi).
  • the reactor 1 can include a sealed enclosure 10, made of concrete to house the primary tank 2.

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Abstract

L'invention concerne un réacteur nucléaire (1) refroidi par métal liquide, comprenant une cuve (2), dite cuve primaire, axisymétrique autour d'un axe central (X), remplie d'un fluide caloporteur à au moins un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur, la cuve comprenant un cœur (3) comprenant une pluralité de tubes (4) creux, étanches et fixes, agencés parallèles à l'axe X de sorte qu'en fonctionnement du réacteur le métal liquide circule en contact avec leur périphérie extérieure, chaque tube creux (4) logeant un empilement d'assemblages combustibles (5), logeant des particules de combustible nucléaire (50), dites TRISO, mélangées à une matrice (51).

Description

Description
Titre: Réacteur nucléaire calogène à caloporteur en métal liquide et à cœur comprenant des tubes étanches au caloporteur logeant chacun des particules de combustible nucléaire, dites TRISO.
Domaine technique
La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à combustibles solides refroidis avec un(des) fluide(s) caloporteur(s) de type métal liquide, notamment avec du sodium liquide.
L’invention a ainsi pour objectif principal de fournir un réacteur nucléaire à vocation calogène qui fonctionne à basse pression, typiquement inférieure à 5 bars et qui est destiné à fournir une puissance thermique relativement élevée, de l’ordre de quelques dizaines à centaines de MWth.
En particulier, l’invention vise à réaliser un couplage principalement thermique entre un réacteur nucléaire et un site de production industrielle par exemple des installations chimiques pour la production d'ammoniac ou de carbonate de sodium.
Par « à vocation calogène », on entend ici et dans le cadre de l’invention, une installation nucléaire, une centrale nucléaire ou un réacteur nucléaire dont la puissance peut être dédiée majoritairement à la fourniture de chaleur. La puissance d’un réacteur à vocation calogène peut être à 100% pour fournir de la chaleur. Dans sa configuration calogène, une faible part de sa puissance peut tout de même servir à fournir de l’électricité.
Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire refroidi par du sodium liquide, l’invention peut s’appliquer à tout autre métal liquide, tel que le plomb, comme fluide caloporteur d’un circuit primaire de réacteur nucléaire.
Également, bien que décrite en référence à un réacteur à fonctionnement en spectre thermique, l’invention peut aussi s’appliquer aux réacteurs à spectres à neutrons rapides.
L’invention peut s’appliquer aux réacteurs de petite puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), typiquement d’une puissance de fonctionnement inférieure ou égale à 150MWth. Par « réacteur SMR », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels REP, qui est fabriqué en usine et transporté sur un site d'implantation nucléaire pour y être installé.
Technique antérieure
Un des sujets actuels de développements pour les réacteurs nucléaires concerne les réacteurs dits calogènes destinés à fournir une puissance thermique.
Parmi les différentes solutions technologiques existantes qui fournissent de la chaleur à partir d’une fission nucléaire, il est communément admis qu’à ce jour, les réacteurs à eau pressurisée (REP) sont les plus adaptés pour fournir de la chaleur à relativement basse température.
Autrement dit, les REP sont ceux qui permettent de fournir immédiatement un niveau de puissance de quelques dizaines de MWth, à des fins principalement de fourniture de chaleur dite urbaine, c’est-à-dire dans des réseaux urbains, pour des villes/agglomérations de plusieurs centaines de milliers d’habitants.
Les réacteurs à eau bouillante (REB) ont pour vocation la production de vapeur dans un circuit primaire directement exploitée dans un groupe turbo-alternateur, afin de produire de l’électricité.
La chaleur industrielle, à des niveaux supérieurs à ceux requis pour la chaleur urbaine, en général supérieurs à 500 °C, représente aujourd’hui plus de 20 % de la demande d’énergie mondiale.
Plus précisément, le marché mondial de la chaleur s'élève à environ 57 000 TWh, dont environ la moitié provient de la demande industrielle, c’est-à-dire par des sites de production industrielle : [1],
Il est déjà admis que des solutions telles que les réacteurs SMR pourraient contribuer dans une certaine mesure à remplacer les 75 % de la chaleur industrielle alimentée par le pétrole, le charbon et le gaz naturel.
Outre leur simplicité d’usage et la compacité qui leur permettraient d’être transportables par voie terrestre, les réacteurs SMR candidats devront présenter une sûreté intrinsèque. L’inventeur a fait le bilan des technologies matures existantes qui pourraient être mises en œuvre dans des réacteurs nucléaires SMR pour fournir de la chaleur à relativement haute température sur site à des industries difficiles à décarboner par l’électricité, telles que les installations de production d'ammoniac ou de carbonate de sodium.
Les réacteurs à haute température (ou HTR pour « High Temperature Reactor ») sont des réacteurs à spectre thermique, à modérateur graphite et refroidis par un fluide caloporteur dit « transparent » aux neutrons. Ils offrent la possibilité d’atteindre des hautes températures de fluide caloporteur, typiquement de Tordre de 750°C à la sortie du cœur.
Dans les concepts récents, ce fluide caloporteur est l’hélium sous pression. Dans un autre concept récent, le démonstrateur de la société Kairos Power, nommé Hermès, il a été envisagé un caloporteur dit ionique constitué de sels fondus à base de sels de fluorure.
Dans un réacteur HTR, le combustible nucléaire mis en œuvre consiste en des particules dites TRISO (acronyme pour « TRIStructural ISOtrope »). Chacune des particules est formée d’un noyau en oxyde d’uranium revêtu de couches à base de composés carbonés qui servent de première barrière de confinement pour retenir les produits de fission. Les particules ont ainsi l’aspect de billes de 1 millimètre d’épaisseur environ. Elles sont compactées dans des matrices en graphite (appelées compacts ou boulets) de telle sorte que le caloporteur n’est pas en contact direct avec la première barrière de confinement.
L’architecture des réacteurs HTR est généralement de type à boucle, c’est-à-dire avec des échangeurs de chaleur entre circuits primaire et secondaire reliés au cœur par des connexions tubulaires, et met en œuvre des circulateurs fluides, i.e. les pompes, soufflantes, et des échangeurs de chaleurs vers les fluides du circuit secondaire, qui peuvent être de l’hélium, de l’eau sous pression, du CO2 supercritique. . .
Dans les réacteurs HTR, le transfert thermique entre la première barrière de confinement et le caloporteur est assuré par conduction à travers les interfaces constituées par les matrices de graphite dans lesquelles les particules TRISO sont compactées.
Les réacteurs HTR présentent les avantages majeurs suivants :
- les particules de combustible TRISO mises en œuvre permettent d’accommoder des températures et pressions importantes en cas de situations incidentelles ou accidentelles. Typiquement, la température des combustibles peut être supérieure à 1500°C et la pression interne du caloporteur (hélium) comprise entre 10 et 100 bars ;
- un spectre de neutrons peut être très thermique, ce qui entraine un coefficient modérateur et Doppler élevé, typiquement égal à -15pcm/°C, et donc conduit à une variation rapide de la puissance du réacteur lors de variations de la température au sein du graphite et/ou du combustible ;
- le cœur possède une forte inertie thermique du fait de la masse de graphite et permet donc de limiter les impacts des chocs thermiques, chauds ou froids ;
- combinés à une faible valeur de la puissance volumique, typiquement égale à 2W/cm3, les avantages précités entraînent l’élimination en pratique du risque d’accident grave, c’est- à-dire d’une fusion généralisée du cœur et d’une relocalisation du combustible fondu.
Les inconvénients majeurs des réacteurs HTR peuvent être résumés comme suit :
- comme mentionné, une valeur maximale de la puissance volumique qui est faible car en partie imposée par le respect de l’intégrité de la première barrière de confinement en cas de dépressurisation rapide du caloporteur gaz ;
- des risques de sûreté résiduels qui sont liés aux risques de dispersion de matière radioactive en cas d’entrée d’air, i.e. des risques de feux de graphite ou d’eau (risques d’explosions vapeur suite à production d’hydrogène) ;
- un encombrement de la chaudière (cuve primaire) qui est relativement élevé du fait d’un caloporteur gaz primaire peu dense qui impose notamment une taille conséquente des composants pour l’extraction de la chaleur, et d’une configuration du circuit primaire à boucle qui implique un agencement étalé des composants dans plusieurs locaux disjoints ;
- un besoin d’électricité de puissance sur le site, typiquement de plusieurs dizaines de MWe en fonction de la puissance de la chaudière, qui est indispensable pour assurer le fonctionnement de l’installation, en particulier pour l’alimentation des circulateurs pour le gaz primaire ;
- un ratio puissance thermique produite / puissance électrique consommée pour la circulation du fluide primaire plus défavorable pour les HTR refroidis au gaz que pour les autres technologies de réacteurs, refroidis par des fluides incompressibles (eau, métaux liquides, etc.). Les réacteurs à neutrons rapides (RNR), refroidis au métal liquide, notamment au sodium (RNR-Na), et plus particulièrement ceux de quatrième génération fournissent également une chaleur à des niveaux de température compatibles avec les requis des sites de production industriels. Typiquement, les températures du sodium primaire en sortie du cœur sont de Tordre de 550°C.
La filière des réacteurs à neutrons rapides a été développée pour permettre une meilleure gestion du combustible nucléaire, notamment par une gestion durable du stock de plutonium et par la capacité à valoriser l’inventaire de l’isotope 238 de l’uranium, isotope peu valorisable dans les réacteurs à neutrons thermiques.
Les réacteurs à neutrons rapides à combustible solide reposent sur une séparation physique entre le combustible solide et le caloporteur en métal liquide, par une enveloppe (crayon ou aiguille) formant une première barrière physique de confinement (gainage). Le combustible en lui-même est constitué de matériaux solides aux températures de fonctionnement visées (notamment sous la forme d’oxydes, de carbures de silicium (SIC) ou encore nitrures de matériaux fissiles ou bien directement sous forme d’alliage métallique). Les enveloppes sont assemblées en faisceaux et baignent avec l’ensemble des autres composants du circuit primaire (barres de matériau absorbant neutroniques, échangeurs, instrumentation) directement dans le caloporteur en métal liquide qui assure donc le transfert thermique.
La cuve d’un réacteur RNR est généralement conçue pour être suspendue à une dalle métallique elle-même reliée à un puits de cuve en génie civil.
Les avantages majeurs des réacteurs RNR refroidis au métal liquide, en particulier des RNR- Na, sont qu’ils permettent d’envisager la fermeture du cycle du combustible (possibilité de surgénération) et la gestion de certains déchets de haute activité à vie longue (américium, etc...) et qu’ils présentent une densité de puissance élevée, typiquement de Tordre de 200 W/cm3.
Cependant, les RNR-Na connus présentent les inconvénients majeurs suivants :
- la nécessité d’une circulation du sodium en convection forcée en raison de la forte densité de puissance ;
- l’impossibilité d’éliminer tout risque d’accident de fusion du cœur, par conception (risques de perte de débit primaire global ou local, risques de remontée intempestive des barres d’absorbant neutronique, etc.) - la nécessité de prévoir de nombreux équipements pour empêcher un accident de fusion du cœur ou limiter les conséquences associées ;
- une physique du cœur complexe avec notamment un couplage important entre les effets thermiques et les caractéristiques géométriques du cœur ;
- du fait du spectre à neutrons rapides, la nécessité de protections neutroniques spécifiques (activation des structures, des produits de corrosions, du fluide secondaire etc.) ;
- du fait d’une puissance résiduelle du combustible élevée, la nécessité d’infrastructures spécifiques pour la manutention des assemblages combustibles (hottes sous gaz réfrigérées) ou leur stockage (stockage interne, barillet, piscines) ainsi que pour la manutention des autres composants sodés (puits de lavage, traitement particulier de certains assemblages combustibles, des protections neutroniques supérieures si non étanches, etc.).
Il existe donc un besoin d’améliorer les réacteurs nucléaires à combustible solide refroidis au métal liquide ou au gaz, à vocation calogène à des fins de fourniture de chaleur pour des sites de production industrielle notamment afin de pallier les inconvénients précités.
Le but de l’invention est de répondre au moins en partie à ce besoin.
Exposé de l’invention
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire refroidi par métal liquide, comprenant une cuve, dite cuve primaire, axisymétrique autour d’un axe central (X), remplie d’un fluide à au moins un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur, la cuve comprenant un cœur comprenant une pluralité de tubes creux, étanches et fixes, agencés parallèles à l’axe X de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le métal liquide circule en contact avec leur périphérie extérieure, chaque tube creux logeant un empilement d’assemblages combustibles, logeant des particules de combustible nucléaire, dites TRISO, mélangées à une matrice.
Selon une variante de réalisation avantageuse, la matrice dans laquelle sont mélangées les particules TRISO est sous la forme d’un bloc compact.
Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend une structure formant un redan, d’axe central confondu avec celui de la cuve primaire, la structure étant agencée dans la cuve primaire pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le caloporteur à métal liquide, circule par convection naturelle, selon une boucle fermée depuis le bas de la zone centrale où est agencé le cœur de réacteur au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement, jusqu’au haut de la zone centrale où il entre par une entrée d’au moins un échangeur de chaleur à l’extérieur de la cuve de réacteur pour ressortir par une sortie de l’échangeur puis vers le haut de la zone périphérique pour descendre vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur.
Selon une configuration de fonctionnement en réacteur à spectre thermique, le cœur de réacteur loge au moins un matériau modérateur.
Le cœur du réacteur peut également comprendre un réflecteur en matériau modérateur agencé en dessous de chaque tube étanche.
Le cœur du réacteur peut comprendre également au moins deux blocs en matériau modérateur agencés autour de chaque tube étanche en laissant circuler le métal liquide autour et au contact de ce dernier.
Selon une variante de réalisation avantageuse, chaque tube étanche comprend une partie tubulaire borgne formant un doigt de gant dans lequel les assemblages combustibles sont empilés au préalable du fonctionnement du réacteur.
Le métal liquide du caloporteur peut être choisi parmi le sodium (Na), le plomb (Pb) ou un alliage plomb-bismuth (Pb-Bi).
Le matériau de la matrice des particules TRISO et/ou du cœur peut être en graphite.
Le matériau constitutif des tubes étanches peut être une céramique.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend un système de contrôle de la réactivité constitué soit par des barres de contrôle internes à la cuve primaire.
Dans le cadre de l’invention, on entend par « matériau modérateur », tout matériau qui permet de ralentir les neutrons. Au sens usuel, l’énergie cinétique d’un neutron rapide est supérieure à IMeV, tandis que celle d’un neutron thermique est inférieure à leV, typiquement de l’ordre de 0,025eV. On pourra se référer à la publication [2], et en particulier à la figure 4, qui indique, pour plusieurs types de réacteurs, la fraction thermique et la fraction rapide du flux neutronique.
Ainsi, l’invention consiste essentiellement en un réacteur nucléaire à caloporteur à métal liquide, notamment du sodium liquide, et d’un assemblage combustible solide sous la forme de particules TRISO compactées dans une matrice empilé avec d’autres assemblages, dans des tubes étanches, qui séparent le combustible du flux de métal liquide.
Ainsi, le flux de métal liquide circule à l’extérieur d’une barrière étanche. Cela garantit une absence de contamination en fonctionnement normal du métal liquide, caloporteur primaire, par les produits de fission car deux barrières étanches indépendantes le séparent de la matière fissile contenue dans les particules TRISO.
La conception du réacteur selon l’invention permet en substance de combiner les avantages des réacteurs HTR et ceux des réacteurs RNR refroidis au métal liquide.
Plus particulièrement, la conception du réacteur selon l’invention permet d’augmenter significativement la densité de puissance des réacteurs HTR existants. En effet, la mise en œuvre d’un métal liquide à faible pression, typiquement de 1 à 2 bars, en remplacement de l’hélium sous pression, typiquement à 10 à 100 bars permet un fonctionnement normal du réacteur avec des températures de combustible plus élevées que celle des HTR existants, les particules TRISO pouvant supporter ces températures plus élevées.
Par ailleurs, la séparation physique entre le combustible des particules TRISO et le flux de métal liquide offre des avantages significatifs.
Tout d'abord, cela permet une manipulation simple du combustible (insertion dans les tubes étanches fixes), puisque l'assemblage n'est pas en contact avec le métal liquide et, par conséquent, il n'y a pas besoin d'opérations de nettoyage. De manière plus générale, le combustible, les barres de contrôle ainsi que l’essentiel de l’instrumentation constitué par des composants « consommables » ou ayant besoin de manière régulière d’un remplacement ou d’une inspection, sont positionnés dans une zone fluide distincte de celle du caloporteur primaire en métal liquide. Cette caractéristique permet une manutention de composants non pollués par le caloporteur en métal liquide afin de protéger l’essentiel des composants consommables de toute interaction avec le métal.
Typiquement, l’inventeur estime cette densité de puissance à environ 10 MW/m3 avec du sodium liquide soit une valeur 5 fois supérieure à celle d’un réacteur HTR. Considéré parallèlement à la robustesse thermique des particules TRISO, cela permet un refroidissement par rayonnement lors de la manipulation du combustible irradié, même avec une puissance résiduelle élevée, immédiatement après l'arrêt de la réaction de fission. Compte tenu à la fois du coefficient d’échange thermique élevé du sodium liquide et de la densité de puissance (bien inférieure à celle des réacteurs à neutrons rapides refroidis au métal liquide), le transfert thermique entre le combustible et le métal liquide peut être atteint par simple conduction thermique.
Le poids neutronique d’un assemblage combustible est faible, ce qui permet un ravitaillement en ligne simple, c'est-à-dire à pleine puissance, sans fortes perturbations neutroniques. Ce ravitaillement en ligne permet une disponibilité accrue du réacteur, et réduit les risques inhérents aux opérations de ravitaillement en réduisant la pression temporelle sur cette opération critique.
Les caractéristiques des particules TRISO permettent également d'obtenir un stockage à sec en racks, refroidis uniquement par ventilation, puis par rayonnement une fois mis en fûts, quelques semaines après le déchargement du cœur.
Au final, le réacteur selon l’invention peut fonctionner avec un métal liquide primaire sous faible pression et à température élevée, typiquement de l’ordre de 750°C en sortie du cœur pour du sodium liquide, ce qui permet au final de garantir au réacteur sa vocation calogène à des fins de fourniture de chaleur pour des sites de production industrielle, par exemple des installations chimiques pour la production d'ammoniac ou de carbonate de sodium.
D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes.
Brève description des dessins
[Fig 1] la figure 1 est une vue schématique en coupe longitudinale d’un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide selon l’invention, avec une configuration d’échangeur à boucle.
[Fig 1 A] la figure 1 A est une vue de détail de la figure 1, au niveau d’un tube étanche logeant des assemblages à particules TRISO entre deux blocs en matériau modérateur.
[Fig 2] la figure 2 est une autre vue en coupe transversale et en perspective d’un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide selon l’invention, avec une configuration d’échangeur à boucle.
[Fig 2A] la figure 2A est une vue en perspective montrant l’insertion d’un assemblage à particules TRISO au niveau d’un tube étanche du cœur de la figure 2. [Fig 3] la figure 3 est une vue en coupe transversale d’un cœur d’un réacteur nucléaire selon l’invention, montrant les agencements relatifs entre assemblages combustibles, tubes étanches, et blocs en matériau modérateur.
Description détaillée
Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve primaire remplie d’un métal liquide d’un réacteur nucléaire selon l’invention, telle qu’elle est en configuration verticale de fonctionnement.
Les flèches symbolisent la circulation du sodium liquide primaire dans la cuve de réacteur et dans l’échangeur entre circuit primaire et secondaire.
On a représenté en figures 1 à 3, un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide et à combustibles sous la forme de particules TRISO selon l’invention.
Un tel réacteur 1 comporte une cuve primaire 2 ou cuve de réacteur remplie de sodium liquide, qui est un cylindre droit d’axe central X et à l’intérieur de laquelle est présent le cœur 3 où sont implantés une pluralité de tubes étanches fixes 4 logeant des assemblages combustibles amovibles 5 à particules 50 de combustible TRISO, qui génèrent l’énergie thermique par les fissions du combustible. Le sodium liquide est donc le caloporteur du circuit primaire : il emmagasine et transporte la chaleur du cœur 3.
Comme montré à la figure 1 A, chaque tube étanche fixe peut comprendre une partie tubulaire borgne formant un doigt de gant dans lequel les assemblages combustibles 5 sont empilés au préalable du fonctionnement du réacteur. Le cas échéant, ils peuvent être remplacés pendant le fonctionnement du réacteur. L’agencement de chaque tube étanche 4 est tel que son ouverture par laquelle sont empilés les assemblages combustibles est à distance du métal liquide primaire.
Les combustibles nucléaires solides sont des assemblages 5 logeant des particules TRISO 50 compactées dans une matrice en matériau modérateur 51, de préférence en graphite. Chacune de ces particules est formée d’un noyau en oxyde d’uranium revêtue de couches à base de composés carbonés qui servent de première barrière de confinement pour retenir les produits de fission.
De manière optionnelle, une gaine 52, notamment en graphite peut entourer la matrice 51. Comme visible également sur cette figure 3, on peut prévoir une configuration en anneau du compact 50, 51 et au centre de cette dernière un volume 53 vide ou rempli de gaz inerte, de préférence en hélium, à basse pression. Ce volume 53 permet de limiter la température à cœur du combustible et permet en outre d’accommoder les dilatations éventuelles de la matrice 51.
Chaque assemblage étanche 5 peut être à section transversale extérieure hexagonale (figure 2A) ou cylindrique (figure 3).
Le revêtement extérieur des particules TRISO constitue la principale barrière de confinement pour les matières radioactives contenues dans le cœur 3.
Une dalle de supportage 6 supporte la cuve primaire 2 ainsi que le poids du métal liquide du circuit primaire et des composants internes. Cette dalle 6 est agencée à l’aplomb du cœur 3 et vient fermer la cuve primaire 2 pour contenir le métal liquide, assurer le rôle de barrière entre ledit métal liquide et le milieu extérieur.
La cuve de réacteur 2 est séparée en deux zones distinctes par une structure de séparation constituée d’au moins une virole 7 agencée à l’intérieur de la cuve réacteur 2. Ce dispositif de séparation est également connu sous l’appellation de redan.
Comme symbolisé par les flèches en figure 1, le redan 7 est agencé dans la cuve primaire 2 en formant une cheminée centrale, pour séparer l’intérieur de la cuve primaire 10 en une zone centrale et une zone périphérique de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le métal liquide circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale où est agencé le cœur de réacteur 3 au-dessus d’un sommier 8, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il entre par une entrée 90 d’au moins un échangeur de chaleur 9 à l’extérieur de la cuve de réacteur 2 pour ressortir par une sortie de l’échangeur 91 puis vers le haut de la zone périphérique pour descendre vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur 3.
Ainsi, en fonctionnement normal, le métal liquide primaire circule donc uniquement en convection naturelle dans la cuve de réacteur 2 en boucle fermée à travers au moins un échangeur 9 et échange sa chaleur au sein de celui-ci avec un fluide secondaire qui entre froid par l’entrée 92 et ressort chaud par sa sortie 93. Typiquement, la température du fluide secondaire à la sortie 93 peut être égale à 700°C. La forme du redan 7 permet d’améliorer la circulation par convection naturelle du métal liquide.
Le réacteur 1 comprend un système de contrôle de la réactivité non représenté qui peut être constitué par des barres de contrôle internes à la cuve primaire 2.
La cuve de réacteur 2 comprend un ciel, usuellement appelé ciel de pile, qui peut être rempli d’un gaz inerte, tel que de l’argon ou encore de l’hélium, au-dessus du métal liquide. Ce ciel permet d’une part d’absorber la dilatation thermique du métal liquide au sein de la cuve de réacteur, lorsqu’il subit une variation de niveau, et d’autre part, de récupérer les produits de fission gazeux générés par les fissions nucléaires au sein des combustibles.
Un agencement avantageux d’un tube étanche 4 logeant un empilement des assemblages combustibles 5 est montré à la figure 1 A. Le tube étanche 4, de préférence en céramique, est agencé entre au moins deux blocs en matériau modérateur 20, de préférence en graphite. Cet agencement permet au métal liquide primaire de circuler autour et au contact du tube étanche dans un espace E bien défini.
Un réflecteur 21 en matériau modérateur, de préférence en graphite, peut être agencé en dessous d’un tube étanche 4.
Un agencement avantageux est montré à la figure 3 pour des tubes étanches 4 et assemblages combustibles 5 à section transversale cylindrique droite. Un tube 4 est agencé entre deux blocs 20 en matériau modérateur, de préférence en graphite, agencés côte-à-côte en laissant un espace e entre eux et un espace plus grand E dans lesquels le métal liquide circule lors du fonctionnement du réacteur.
Comme visible également sur cette figure 3, on peut prévoir un volume de remplissage d’un gaz inerte, de préférence de l’hélium, entre un assemblage combustible 5 et l’intérieur du tube étanche 5 afin d’améliorer l’interface thermique pour la conduction thermique de la chaleur dégagée par la fission des particules TRISO.
L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées.
D’autres variantes et modes de réalisation peuvent être envisagés sans pour autant sortir du cadre de l’invention. On peut envisager d’autres métaux liquides que le sodium pour le fluide primaire : il peut s’agir du plomb (Pb) ou d’un alliage plomb-bismuth (Pb-Bi).
On peut également envisager d’autres matériaux que le graphite pour la matrice des particules TRISO et/ou du cœur par exemple l’aluminium. Comme montré à la figure 2, le réacteur 1 peut comprendre une enceinte étanche 10, en béton pour loger la cuve primaire 2.
Liste des références citées
[1]: “High-temperature gas-cooled reactors and industrial heat applications” , NEA No. 7629, OECD, Paris, 2022. [2]: Jiri Krepel et al. “Self-Sustaining Breeding in Advanced Reactors: Characterization of
Selected Reactors”, Encyclopedia of Nuclear Energy 2021, Pages 801-819. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B97801281972570012397via%3Dihub

Claims

Revendications
1. Réacteur nucléaire (1) refroidi par métal liquide, comprenant une cuve (2), dite cuve primaire, axisymétrique autour d’un axe central (X), remplie d’un fluide caloporteur à au moins un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur, la cuve comprenant un cœur (3) comprenant une pluralité de tubes (4) creux, étanches et fixes, agencés parallèles à l’axe X de sorte qu’en fonctionnement du réacteur le métal liquide circule en contact avec leur périphérie extérieure, chaque tube creux (4) logeant un empilement d’assemblages combustibles (5), logeant des particules de combustible nucléaire (50), dites TRISO, mélangées à une matrice (51).
2. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, la matrice dans laquelle sont mélangées les particules TRISO étant sous la forme d’un bloc compact.
3. Réacteur nucléaire (1) selon Tune des revendications 1 ou 2, comprenant une structure formant un redan (7), d’axe central confondu avec celui de la cuve primaire, la structure étant agencée dans la cuve primaire pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le caloporteur à métal liquide, circule par convection naturelle, selon une boucle fermée depuis le bas de la zone centrale où est agencé le cœur du réacteur au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement, jusqu’au haut de la zone centrale où il entre par une entrée (90) d’au moins un échangeur de chaleur (9) à l’extérieur de la cuve de réacteur pour ressortir par une sortie de l’échangeur (91) puis vers le haut de la zone périphérique pour descendre vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur.
4. Réacteur nucléaire (1) selon Tune des revendications précédentes, le cœur de réacteur logeant au moins un matériau modérateur.
5. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 4, le cœur du réacteur comprenant un réflecteur en matériau modérateur agencé en dessous de chaque tube étanche.
6. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 4 ou 5, le cœur du réacteur comprenant au moins deux blocs en matériau modérateur agencés autour de chaque tube étanche en laissant circuler le métal liquide autour et au contact de ce dernier.
7. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, chaque tube étanche comprenant une partie tubulaire borgne formant un doigt de gant dans lequel les assemblages combustibles sont empilés au préalable du fonctionnement du réacteur.
8. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le métal liquide du caloporteur étant choisi parmi le sodium (Na), le plomb (Pb) ou un alliage plomb-bismuth
(Pb-Bi).
9. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le matériau de la matrice des particules TRISO et/ou du cœur étant en graphite.
10. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le matériau constitutif des tubes étanches étant une céramique.
11. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant un système de contrôle de la réactivité constitué soit par des barres de contrôle internes à la cuve primaire.
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