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WO2005071694A2 - Coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression et assemblage de combustible du coeur - Google Patents

Coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression et assemblage de combustible du coeur Download PDF

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WO2005071694A2
WO2005071694A2 PCT/FR2004/003122 FR2004003122W WO2005071694A2 WO 2005071694 A2 WO2005071694 A2 WO 2005071694A2 FR 2004003122 W FR2004003122 W FR 2004003122W WO 2005071694 A2 WO2005071694 A2 WO 2005071694A2
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fuel
core
fuel assembly
rods
fuel assemblies
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Ceased
Application number
PCT/FR2004/003122
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English (en)
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WO2005071694A3 (fr
Inventor
Angelo Beati
Dominique Hertz
Jacques Gauthier
Jean-François Rondepierre
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Areva NP SAS
Framatome ANP SAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
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Publication date
Application filed by Areva NP SAS, Framatome ANP SAS filed Critical Areva NP SAS
Publication of WO2005071694A2 publication Critical patent/WO2005071694A2/fr
Publication of WO2005071694A3 publication Critical patent/WO2005071694A3/fr
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Ceased legal-status Critical Current

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    • G—PHYSICS
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to the heart of a nuclear reactor cooled by pressurized water comprising fuel assemblies held in the heart without a device. of axial compression and a fuel assembly of the heart whose maintenance in the heart can be ensured without an axial compression device.
  • Pressurized water nuclear reactors comprise a core constituted by fuel assemblies of generally prismatic shape elongated in an axial direction and by a structure for supporting and holding the fuel assemblies of the core in juxtaposed positions, inside the nuclear reactor vessel.
  • the structure for supporting and holding the fuel assemblies inside the reactor vessel comprises in particular a lower core plate and an upper core plate arranged horizontally inside the vessel with spacing in the vertical direction corresponding to the height of the core in which the fuel assemblies are arranged with their vertical axial longitudinal direction.
  • the structure for supporting and holding the fuel assemblies also comprises a core casing in the form of a cylindrical shell disposed inside the tank in an arrangement coaxial with the tank and, inside the casing of core, a partitioning ensuring the maintenance of the fuel assemblies arranged at the periphery of the core.
  • Each of the fuel assemblies comprises a bundle of fuel rods parallel to each other and a framework for holding the bundle of rods comprising in particular a lower nozzle and an upper nozzle at the corresponding ends of the fuel assembly, by means of which is ensured in particular the positioning of the fuel assemblies inside the core.
  • the lower heart plate and the upper heart plate comprise, on respective upper and lower surfaces directed towards the inside of the heart, positioning pins projecting towards the inside of the heart, and the The ends of the fuel assemblies have positioning openings intended to be engaged on the respective positioning pins of the lower heart plate and the upper heart plate.
  • the support frame for the fuel assemblies further comprises a set of cross-support grids for the fuel rods and a plurality of guide tubes parallel to the fuel rods of the bundle distributed inside the bundle which are generally assembled at their ends at the lower nozzle and at the upper nozzle of the fuel assembly.
  • the guide tubes engaged in certain cells of the grid-spacers of the frame can be fixed on the grid-spacers.
  • the upper end of the fuel assembly comprises an elastic holding device for the fuel assembly constituted by leaf springs fixed on the upper surface of the end in inclined positions and having an end part for their support on the upper plate of the heart which exerts a pressure force on the fuel assemblies of the heart.
  • the lower core plate is fixed to the lower part of lower internal equipment of the nuclear reactor comprising in particular the core envelope and the partitioning and the upper core plate constitutes the lower end of upper internal equipment of the reactor which are removed from the tank, after opening a cover closing the tank to give access to the fuel assemblies of the heart, for example for operations of recharging the heart.
  • the upper internal equipment After reloading the core by placing fuel assemblies on the lower core plate, the upper internal equipment is replaced and the upper core plate comes to rest on the upper parts of the fuel assemblies constituted by leaf springs holding.
  • a pressure force is exerted on the core assemblies, due to the weight of the upper internal equipment and the tightening of the vessel cover on the nuclear reactor vessel.
  • a clamping force of axial longitudinal direction is exerted on the framework of each of the fuel assemblies via the holding device fixed on the upper end piece.
  • the elastic holding device of the upper ends of fuel assemblies also allows displacements of the fuel assemblies relative to the support and holding structure and relative to the tank, under the effect of differential expansions, during certain operating phases of the nuclear reactor.
  • the object of the invention is therefore to propose a core of a nuclear reactor cooled by pressurized water comprising a plurality of fuel assemblies of generally prismatic shape elongated in an axial direction and a support and holding structure core fuel assemblies in juxtaposed positions, inside a reactor vessel, comprising in particular a lower core plate on which the fuel assemblies rest with their axial direction in a vertical position and an upper plate of heart placed above the fuel assemblies of the heart, both arranged horizontally in the reactor vessel, the lower heart plate and the upper heart plate comprising positioning pins of the vertical fuel assemblies and in projecting upward and downward respectively, each of the fuel assemblies comprising a pencil bundle ns fuel parallel to each other and a support rod for fuel rods having an upper nozzle resting on the lower heart plate and an upper nozzle below the lower surface of the upper heart plate having positioning openings for engagement at least two pins for positioning the lower core plate and the upper plate core, respectively, the reactor core and the fuel assemblies being produced so as to avoid exerting compression forces on the fuel assemblies inside the core.
  • the supporting frame of each of the fuel assemblies comprises: - a rigid resistant structure constituted by the lower end piece and the upper end piece of the fuel assembly connected together by at least two longitudinal connecting elements rigid, the total length of which in the axial direction of the framework is less than the vertical distance between the lower heart plate and the upper heart plate of the support and holding structure of the heart, so that the upper ends of the core assemblies are not in permanent contact with the underside of the upper core plate, the rigid resistant structure being produced so as to have in-service expansion characteristics substantially similar to those of the support and maintenance structure of the nuclear reactor core and vessel, the lower nozzle and the upper nozzle of each of the assemblies of fuel comprising, inside their positioning openings, elastic clamping means of the corresponding positioning pins of the lower heart plate and of the upper heart plate, respectively, and the lower end piece comprising holding means transverse and axial from the lower part of the fuel assembly rods, and - inside the resistant structure:.
  • a clearance (j) is formed between an upper end surface of the upper ends of the fuel assemblies and a lower surface of the upper core plate, the value of which is between 2 mm and 10 mm.
  • the invention also relates to a fuel assembly of a nuclear reactor cooled by pressurized water comprising a bundle of fuel rods parallel to each other and a framework for holding the bundle of rods comprising a first plurality of guide tubes parallel to the rods of the bundle of the fuel assembly distributed in the bundle, a second plurality of spacer grids for transversely holding the rods of the bundle distributed along the length of the guide tubes and a lower end and an upper end comprising positioning openings for engaging positioning pins of the fuel assembly in the service position in the core of the nuclear reactor, the retention of which in the core of a nuclear reactor can be ensured without an axial compression device.
  • the frame of the fuel assembly comprises a rigid resistant structure constituted by the lower end piece and the upper end piece connected together by at least two longitudinal rigid connection elements, - elastic clamping means of the corresponding positioning pins are fixed inside each of the openings of at least one of the lower end piece and the upper end piece, - the lower end piece comprises means for transversely and axially holding a lower part of each of the fuel rods, - the guide tubes are mounted sliding at least at one of their axial ends in at least one of the end pieces, and - the spacer grids are mounted sliding on the longitudinal connection elements of the resistant structure of the framework.
  • the fuel assembly according to the invention may have the following characteristics in isolation or in combination: - the resistant structure of the frame comprises four reinforcing tubes fixed at their longitudinal ends, respectively on the lower end piece and on the upper end of the fuel assembly in a rigid manner, arranged in the vicinity of the edges of the prismatic shape square section fuel assembly and mounted sliding in angle cells of the spacer grids, in positions of four fuel rods from the fuel assembly; - Four fuel rods are arranged in locations of the bundle of fuel rods, in place of four guide tubes of the frame of the fuel assembly; the resistant structure of the framework of the fuel assembly is entirely of steel and preferably of stainless steel; - the elastic clamping devices inside the positioning openings of the upper and lower ends of the fuel assembly are split elastic rings fixed in the positioning openings; - Each of the lower and upper ends of the fuel assembly has two positioning openings along two angles of the end piece with a square cross section arranged along a diagonal of the square section; - the spacer grids comprise cells in which the fuel rods of the fuel assembly are held transverse
  • FIG. 1 is a sectional view through a vertical plane of a vessel of a pressurized water nuclear reactor containing the reactor core.
  • Figure 2 is an elevational and sectional view of a fuel assembly of the core of a nuclear reactor according to the prior art.
  • Figure 3 is an elevational view in partial section of a portion of the heart of a nuclear reactor, according to the invention.
  • Figure 4 is an elevational view of a fuel assembly of the nuclear reactor core according to the invention.
  • Figure 5A is a cross-sectional view along 5-5 of Figure 4, in the case of a fuel assembly according to a first alternative embodiment.
  • Figure 5B is a cross-sectional view along 5-5 of Figure 4, in the case of a second alternative embodiment of the fuel assembly.
  • FIG. 6 is a view in elevation and in section of a fuel assembly according to the invention comprising elastic clamping means of the positioning pins of the lower plate and of the upper heart plate.
  • Figure 7 is a more detailed sectional view of an elastic clamping means of a positioning pin.
  • FIG. 1 there is shown the tank 1 of a pressurized water nuclear reactor of generally cylindrical shape closed by a domed bottom at its lower end and having a closure cover 2 at its upper end.
  • the vessel 1 of the nuclear reactor encloses the core 4 of the reactor constituted by fuel assemblies 5 in juxtaposed positions, arranged and maintained inside the vessel in a support and holding structure which will be generally designated by the reference 6.
  • the holding and support structure 6 of the fuel assemblies in the reactor vessel 1 comprises in particular a lower core plate 7 and an upper core plate 8 in horizontal arrangements spaced from one another in the vertical direction of a height corresponding to the height of the core 4 of the reactor.
  • the fuel assemblies 5 of the reactor core rest, by their lower part, on the lower heart plate 7.
  • the lower heart plate 7, or support plate of the heart constitutes an element of the lower internal equipment 3 of the nuclear reactor, the upper heart plate 8 constituting the lower part of the upper internal equipment 9 of the nuclear reactor.
  • the lower internal equipment 3 comprises in particular a core envelope 10 having the shape of a cylindrical shell suspended inside the tank in a coaxial arrangement by its upper end and integral with the lower core plate 7 at its lower end .
  • the core envelope 10 contains a partition 11 resting on the lower core plate 7 and comprising vertical plates for delimiting the core and for holding the fuel assemblies 5 at the periphery of the core.
  • the upper internal equipment 9 comprises an upper support plate 12 by means of which the upper internal equipment is fixed inside the tank inside the upper part of the core casing 10, a set of guide tubes for controlling the reactivity of the nuclear reactor, the upper plate of the core 8 disposed above the core 4 and column-spacers ensuring the assembly of the support plate 12 on which are fixed the upper parts of the control rod guide tubes and the upper core plate 8.
  • the fuel assemblies have a generally parallelepiped shape with a square cross section elongated in an axial direction, the fuel assemblies having a long length (upper at 4 m) and a section whose side has a length of the order of 0.20 m.
  • the fuel assemblies 5 of the core 4 of the reactor resting by their lower end part on the core support plate 7 are arranged so that their axes are vertical, the fuel assemblies 5 being in arrangements adjacent to the interior partitioning 11 of the lower internal equipment 3.
  • the fuel assemblies 5 each comprise a bundle of parallel fuel rods held together in a framework constituting the structure of the fuel assembly.
  • L ' fuel assembly 5 is constituted by fuel rods 13 held in the form of a bundle in which the rods are parallel to each other, by a frame of the fuel assembly.
  • Each of the fuel rods 13 of the fuel assembly is constituted by a tube having a length of the order of 4 m and a diameter of the order of 0.01 m containing a stack of nuclear fuel pellets (generally of the uranium oxide UO 2 ) and sealed at its ends by plugs.
  • the frame of the fuel assembly 5 comprises in particular spacer grids 14 distributed at equal distance from each other in the axial direction of the fuel assembly along which the rods 13 are arranged and delimiting cells of passage of the rods, to ensure, by means of holding means such as springs and bosses, the holding of the rods 13 of the fuel assembly in the form of a bundle.
  • Certain cells of the spacer grids 14 allow the passage of guide tubes 15 parallel to the fuel rods 13 of the bundle and of greater length, the guide tubes 15 comprising end portions projecting relative to the bundle of fuel rods 13, in the longitudinal axial direction, by means of which the guide tubes 15 are fixed to a lower nozzle 16 of the fuel assembly and to an upper nozzle 17.
  • the fuel assembly 5 rests on the lower plate of heart 7, by means of the endpiece 16 which has feet 16a.
  • the end piece 16 has four feet at the angles of the lower end piece 16 of square shape.
  • the upper and lower ends of the fuel assembly and the spacer grids have a square cross section.
  • the lower endpiece 16 and the upper endpiece 17 comprise, at two angles arranged along a diagonal of the em- end, positioning holes, respectively 16b and 17b.
  • On the upper face of the lower heart plate 7 and on the lower face of the upper heart plate 8 are mounted projecting, in the axial direction, respective positioning pins 18 and 19 making it possible to position and maintaining the fuel assemblies 5.
  • the lower core plate 7 and the upper core plate 8 comprise two positioning pins 18 (or 19) perpendicular to each of the locations of a fuel assembly 5, the pins 18 of the lower core plate 7, at a fuel assembly location 5, being introduced into two positioning openings 16b of the lower end of the fuel assembly and the pins 19 of the upper plate of hearts located vertically above a fuel assembly location being introduced into two openings 17b of the upper end piece 17 of the fuel assembly.
  • a holding assembly of the fuel assembly 20 constituted by spring blades fixed in an angle of the nozzle 17 and inclined relative to the upper surface.
  • the positioning openings 16b of the feet of the lower end piece 16 are engaged on two positioning pins 18 of the lower core plate at the location required for the fuel assembly 5.
  • the upper internal equipment When the loading of the core by successive positioning of the fuel assemblies on the lower core plate 7 has been carried out, the upper internal equipment is put in place in the tank, the upper plate of core 8 coming to rest on the end portion of leaf springs 20 of the fuel assemblies and the positioning pins 19 of the upper plate of core 8 coming to engage in the openings 17b of the upper ends of fuel assemblies formed in the studs of the tips 17.
  • the weight of the upper internal equipment and the pressure force exerted on the upper internal by the cover of the tank when it is closed, produces a compression of the leaf springs 20, so that the leaf springs of the upper ends of assemblies of fuel undergo bending and a compressive force is imposed on the fuel assemblies.
  • the fuel assemblies When the nuclear reactor is put back into service, after recharging the core, and during the operation of the reactor, the fuel assemblies are brought to the operating temperature of the nuclear reactor which is higher than 300 ° C. Differential expansions occur between the frames of the fuel assemblies which are made at least partially of zirconium alloy and the support and holding structure of the reactor core and of the vessel which are made of steel. In addition, the fuel assemblies undergo, in the core of the nuclear reactor, stresses and irradiation effects which can cause deformation and enlargement of the fuel assembly. The relative displacements between the framework of the fuel assembly and the support and holding structure of the reactor core are absorbed by deformation of the leaf springs 20 of the fuel assemblies.
  • the frameworks of the fuel assemblies comprising in particular the guide tubes fixed at their ends to the lower 16 and upper 17 and the spacer grids 14 undergo compression forces from the leaf springs 20.
  • the cooling of the core of the nuclear reactor is provided by a circulation of cooling water under pressure at very high speed in the vertical direction, in contact with the rods 13 of the bundles of the fuel assemblies. This high speed circulation is liable to induce vibrations which are harmful to the fuel assemblies. Maintaining the fuel assemblies in compression by the leaf springs 20 ensures a certain limitation of the vibrations of the fuel assemblies, but the compression force exerted on the framework of the fuel assemblies by the springs can be harmful for the creep resistance of fuel assembly frames in the operating reactor.
  • Figure 3 a part of the core of a nuclear reactor according to the invention is shown.
  • the core of the reactor 4 comprises a plurality of fuel assemblies 5 resting on their lower part on a lower core plate 7 and comprising an upper part below the upper core plate 8 of the structure supporting and holding the core 4.
  • the fuel assemblies 5 rest on the upper surface of the lower core plate 7, by means of the feet of the lower end pieces 16 of the fuel assemblies, so that the fuel assemblies 5 are arranged with their vertical axial direction.
  • the fuel assemblies 5 in adjacent arrangements come into contact along their vertical lateral face via the spacer grids 14.
  • the upper core plate 8 is not in permanent contact with the upper part of the core assemblies constituted by the end pieces 17, a clearance j being formed between the upper end of the upper ends 17 of the fuel assemblies and the lower surface of the upper core plate 8, the upper ends 17 of the fuel assemblies not comprising leaf springs (such as the springs 20 shown in FIG. 2) for the compression support of fuel assemblies.
  • the maximum height of the framework of the fuel assemblies 5 of the heart according to the invention, between the bearing surface of the feet of the lower nozzle 16 and the upper surface of the studs of the upper nozzle 17, is less than the nominal vertical distance between the upper surface of the lower core plate 7 and the lower surface of the upper core plate 8.
  • the clearance j, between the upper part of the upper nozzle 17 of the fuel assemblies and the upper plate core 8, which can for example be of the order of 6 mm, remains practically constant when the core 4 of the nuclear reactor goes from an intervention temperature (for example 20 ° C.) to an operating temperature above 300 ° C and during the operation of the nuclear reactor.
  • the lower core plate 7 and the upper core plate 8 have, on their face directed towards the fuel assemblies, positioning pins 18 and 19 intended to be introduced into respective positioning openings of the lower ends and of the upper ends of the fuel assemblies 5.
  • the positioning openings of the lower ends 16 and of the upper ends 17 intended to receive the positioning pins 18 and 19 comprise elastic clamping rings making it possible to exert an elastic friction force on the positioning pins 18 and 19, which makes it possible to remove or limit the setting in a very low level vibration of the fuel assemblies under the effect of the circulation of the cooling water of the nuclear reactor.
  • Other characteristics of the fuel assemblies 5 of the reactor core according to the invention also make it possible to limit or eliminate the vibration of the fuel assemblies.
  • FIG. 4 and to FIG. 6 to describe the framework of a fuel assembly 5 according to the invention making it possible to obtain an optimized behavior of the fuel assemblies without compression spring, inside. from the heart of the operating nuclear reactor.
  • the framework 5a of a fuel assembly 5 of a nuclear reactor core comprises a rigid resistant structure 21 comprising the end pieces 16 and 17 and longitudinal elements 22 for connecting the end pieces 16 and 17 inside which is mounted, with a certain latitude of movement in the axial direction, a transverse holding and guide assembly comprising the spacers 14 and the guide tubes 15 which can ensure in particular the transverse holding of the rods 13 of the fuel assembly and the guiding of absorbent rods of a control cluster.
  • the rigid resistant structure 21 of the framework of the fuel assembly is made entirely of steel and generally of stainless steel, so that its thermal expansion characteristics in the operating nuclear reactor are substantially analogous to the expansion characteristics of the support and holding structure of the core which is made of steel.
  • the rigid resistant structure 21 comprises four reinforcing tubes 22 arranged in four positions of fuel rods 13 of the bundle in the corners of the fuel assembly of square section.
  • the tubes 22 which have an outside diameter substantially equal to the outside diameter of a guide tube 15 are stainless steel tubes which can be fixed at their ends in openings made in the end pieces 16 and 17, by welding or by means mechanical.
  • the reinforcement tubes 22 which have a thickness substantially greater than the thickness of the guide tubes 15 and which are made of steel have a rigidity and a mechanical resistance much greater than that of the guide tubes.
  • the reinforcing tubes 22 in the corners of the fuel assembly could be replaced by angles. In certain cases, it is possible to envisage the use of only two longitudinal reinforcing elements, arranged for example in two angles of the section of the fuel assembly along a diagonal.
  • the lower end piece 16 of the fuel assembly 5 is produced so as to ensure the axial and transverse maintenance of the rods 13 of the bundle.
  • This nozzle 16 may for example include holding elements in which the lower ends of the fuel rods 13 are engaged, by means of their plugs.
  • the holding elements 30 may for example be housings for the plugs provided in a transverse plate of the lower end piece 16 (FIG. 6).
  • the reinforcement tubes 22 are engaged inside the corner cells of the spacer grids 14 of the fuel assembly.
  • the guide tubes 15 of the fuel assembly which can be arranged in the same manner as in a fuel assembly according to the prior art, as shown in FIG. 5A, are made integral with the spacer grids and are mounted to slide. the interior of at least one of the end pieces 16 and 17.
  • the guide tubes are preferably mounted sliding inside the upper end piece and fixed to the lower end piece.
  • the resistant structure 21 of the framework 5a of the fuel assembly 5 expands by the same way as the support and maintenance structure of the nuclear reactor core.
  • the clearance j between the upper part of the upper nozzle 17 of the fuel assembly and the lower surface of the upper plate of the core remains substantially constant.
  • the resistant structure of the framework 5a of the fuel assembly which is made of steel is not capable of growing inside the core of the operating nuclear reactor.
  • the part of the framework comprising the guide tubes 15 and the spacer grids 14 expands and grows in the reactor in operation. ment, so that it moves relative to the resistant structure 21.
  • the resistant structure 21 of the fuel assemblies of the core expands like the supporting and holding structure of the core and the reactor vessel, but the zirconium alloy framework mounted inside the resistant structure 21 can undergo expansion and enlargement in the operating reactor so that this frame comprising the spacer grids 14 and the guide tubes 15 moves relative to the resistant structure.
  • the spacer grids 14 can slide in the longitudinal direction on the reinforcement tubes 22 and the guide tubes 15 can move longitudinally inside the end pieces.
  • FIG. 6 there is shown, in a partial view in elevation and in section, in particular, a device for positioning the bottom end piece and a device for positioning the 'upper end of a fuel assembly of a heart according to the invention. These devices are produced in a similar manner to the means for positioning a fuel assembly of a core according to the prior art as shown in FIG. 2.
  • the lower end 16 of the fuel assembly has openings 16b crossing two feet of the end-piece arranged along a diagonal into each of which is inserted a positioning finger 18 projecting from the upper face of the lower core plate 7 and the upper end-piece 17 has openings 17b machined in studs of the end-piece upper 17 arranged along a diagonal and each intended to receive a positioning pin 19 projecting under the upper core plate 8.
  • the lower end piece 16 and 17b of the upper end piece 17 which does not include a compression leaf spring, are provided with respective elastic clamping means 26 and 27 into which the respective positioning pin 18 or 19 is introduced to position and maintain the fuel assembly.
  • the lower end piece and the upper end piece of the fuel assemblies are bored to a sufficient diameter to be able to receive an elastic clamping device into which the positioning pin can be introduced with a perfectly determined elastic clamping.
  • the elastic clamping devices such as 26 consist of a split ring made of a material with high elastic limit such as a nickel alloy, the contact surfaces of the elastic ring with the pin of positioning being hardened by a process such as microbeading.
  • the method of maintaining a fuel assembly by elastic rings is the subject of a patent application filed on the same day as the present application.
  • Each of the fuel assemblies can thus be equipped with two elastic rings on its lower end piece and two elastic rings in openings in its upper end piece which will be engaged on positioning pins of the lower heart plate and the upper heart plate , respectively.
  • the elastic rings of a fuel assembly ensure, by friction on the corresponding positioning pins, an axial force to maintain the fuel assembly of the order of 400 daN.
  • the upper end fittings of Fuel lines do not have a leaf spring, so that the only efforts to hold them in the axial direction are exerted by the elastic rings rubbing on the positioning pins.
  • the axial retaining force in the case of a fuel assembly according to the invention, is approximately half of the axial force exerted by the leaf springs compressed at the top of the assembly. combustible, in the case of a core according to the prior art.
  • the axial force is not sufficient to prevent the fuel assembly from rising in certain operating phases of the nuclear reactor (for example cold shutdown), in the limits of the clearance j between the upper end piece and the upper heart plate. This movement has no disadvantage, because the fallout of the fuel assemblies is braked by the elastic clamping rings. It has been observed that the use of elastic clamping rings inside the positioning openings of the ends of fuel assemblies as described makes it possible to eliminate or limit to a very low level the vibration of the fuel assemblies.
  • the assemblies of which have upper end pieces that do not have a retaining leaf spring.
  • the displacements by lifting and falling in the axial direction of the fuel assemblies of the core as well as the differential expansion and the displacements of the floating structure of the framework are sufficiently limited so that the fuel assemblies of the core according to the invention remain perfectly in contact through the peripheral edges of the spacer grids in all operating phases.
  • the spacer grids 14 have cells into which the fuel rods 13 are freely introduced, without any clamping device.
  • the fuel rods which are held at their lower ends by the lower end piece 16 are also held in transverse directions by the cell walls of the grids. spacers, so the pencils are not likely to be vibrated.
  • FIG. 5A shows a cross-section of a fuel assembly according to the invention comprising twenty-four guide tubes 15 arranged in the same manner as in the case of a fuel assembly according to the prior art, four reinforcing tubes 22 and two hundred and sixty fuel rods (instead of two hundred and sixty four rods in the case of a fuel assembly according to the prior art).
  • the slight loss of reactivity due to the reduction in the number of fuel rods in each of the core assemblies can be compensated by an over-enrichment of 0.13% in uranium-235 in the nuclear fuel pellets.
  • Four fuel rods 13 can be introduced into the locations freed by the guide tubes.
  • the production of a nuclear reactor core and fuel assemblies according to the invention not only eliminates one of the causes of creep deformation of the fuel assemblies by reducing the stresses exerted in the axial direction on the framework of fuel assemblies and to reinforce the framework of the fuel assemblies by a resistant mechanical structure, but also to provide additional protection of the fuel assemblies against shocks during their handling, thanks to the reinforcing elements of the resistant structure which are slightly protruding outward from the bundle of fuel rods.
  • the use of hollow reinforcing elements, such as tubes, makes it possible to improve the moderation function, by introducing cooling water.
  • the upper end of the fuel assemblies according to the invention which does not include a retaining spring and therefore a guide and retaining key for the retaining springs can be produced in a simplified form with a shorter axial length.
  • the length of the fuel rods of the assemblies can therefore be increased, which makes it possible to increase the rate of exhaustion of the fuel assemblies or the quantity of fissile material per assembly, while reducing the internal pressure of the gases in the fuel rods.
  • the invention also makes it possible to considerably simplify the design calculations for the core of the nuclear reactor by ignoring the axial holding forces on the fuel assemblies.
  • the core according to the invention relate to a reduction in the amount of irradiated waste produced in the reactor, to the standardization of the manufacture of the upper end pieces without an axial retention system and to the economy achieved by eliminating the leaf springs.
  • the invention is not strictly limited to the embodiments which have been described.
  • the resistant structure of the framework of the fuel assemblies can be produced in a form different from that which has been described, the reinforcing elements possibly being different from tubes or angles arranged at the angles of the fuel assembly.
  • the lower end piece ensuring the axial and radial retention of the rods can be produced in different forms and in particular in the form of an end piece subject to a patent application filed on the same day as this application.
  • the spacer grids of the fuel assembly ensuring radial retention of the rods can have any shape allowing the rods to slide in the axial direction.
  • the fuel assemblies according to the invention which are kept in the core of a pressurized water nuclear reactor without an axial compression device, such as springs, can be used not only to constitute a nuclear reactor core according to the invention whose upper core plate does not come to rest on the upper parts of the assemblies but also to replace isolated fuel assemblies, in a nuclear reactor core comprising fuel assemblies provided with support springs of the upper core plate.
  • a fuel assembly according to the invention can be loaded into a reactor core according to the prior art to replace an assembly whose springs are faulty or broken.
  • the invention applies to any nuclear reactor cooled by pressurized water.

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Abstract

Les assemblages de combustible (5) comportent une structure résistante rigide (21) constituée par l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de l'assemblage de combustible reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide (22). La longueur totale de l'ossature de l'assemblage de combustible est inférieure à la distance verticale entre une face supérieure de la plaque inférieure de cœur (7) et une surface inférieure de la plaque supérieure de cœur (8). L'embout supérieur (17) des assemblages de combustible ne comporte pas de ressort d'appui à lames. L'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de chacun des assemblages de combustible comportent des ouvertures de positionnement dans lesquelles sont montés des dispositifs de serrage élastique de pions de positionnement (18, 19) respectifs de la plaque inférieure de cœur (7) et de la plaque supérieure de cœur (8). Les crayons de combustible (13) des assemblages de combustible sont fixés sur l'embout inférieur (16). L'ossature (5a) de l'assemblage de combustible comporte, à l'intérieur de la structure résistante (21), une pluralité de tubes-guides (15) montés glissants dans l'un au moins de l'embout inférieur (16) et de l'embout supérieur (17) de l'assemblage de combustible et une pluralité de grilles-entretoises (14) de maintien transversal des crayons montées glissantes dans la direction longitudinale axiale sur les éléments longitudinaux de liaison (22) de la structure résistante (21).

Description

Cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression et assemblage de combustible du cœur L'invention concerne le cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant des assemblages de combustible maintenus dans le cœur sans dispositif de compression axiale et un assemblage de combustible du cœur dont le maintien dans le cœur peut être assuré sans dispositif de compression axiale. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un cœur constitué par des assemblages de combustible de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et par une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du cœur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire. La structure de support et de maintien des assemblages de combustible à l'intérieur de la cuve du réacteur comporte en particulier une plaque inférieure de cœur et une plaque supérieure de cœur disposées horizontalement à l'intérieur de la cuve avec un espacement dans la direction verticale correspondant à la hauteur du cœur dans lequel les assemblages de combustible sont disposés avec leur direction longitudinale axiale verticale. La structure de support et de maintien des assemblages de combustible comporte également une enveloppe de cœur ayant la forme d'une virole cylindrique disposée à l'intérieur de la cuve dans une disposition coaxiale à la cuve et, à l'intérieur de l'enveloppe de cœur, un cloisonnement assurant le maintien des assemblages de combustible disposés à la périphérie du cœur. Chacun des assemblages de combustible comporte un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une ossature de maintien du faisceau de crayons comportant en particulier un embout inférieur et un embout supérieur aux extrémités correspondantes de l'assemblage de combustible, par l'intermédiaire desquels est assuré en particulier le positionnement des assemblages de combustible à l'intérieur du cœur. Pour cela, la plaque inférieure de cœur et la plaque supérieure de cœur comportent, sur des sur- faces respectives supérieure et inférieure dirigées vers l'intérieur du cœur, des pions de positionnement en saillie vers l'intérieur du cœur, et les em- bouts des assemblages de combustible comportent des ouvertures de positionnement destinées à être engagées sur les pions de positionnement respectifs de la plaque inférieure de cœur et de la plaque supérieure de cœur. L'ossature de maintien des assemblages de combustible comporte de plus un ensemble de grilles-entretoises de maintien transversal des crayons de combustible et une pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons combustibles du faisceau répartis à l'intérieur du faisceau qui sont généralement assemblés à leurs extrémités à l'embout inférieur et à l'embout supérieur de l'assemblage de combustible. Les tubes-guides engagés dans certaines cel- Iules des grilles-entretoises de l'ossature peuvent être fixés sur les grille- entretoises. L'embout supérieur de l'assemblage de combustible comporte un dispositif de maintien élastique de l'assemblage de combustible constitué par des ressorts à lames fixés sur la surface supérieure de l'embout dans des positions inclinées et comportant une partie d'extrémité pour leur appui sur la plaque supérieure du cœur qui exerce une force de pression sur les assemblages de combustible du cœur. La plaque inférieure de cœur est fixée à la partie inférieure d'équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire comportant en particulier l'enveloppe de cœur et le cloisonnement et la plaque supérieure de cœur constitue l'extrémité inférieure d'équipements internes supérieurs du réacteur qui sont enlevés de la cuve, après ouverture d'un couvercle fermant la cuve pour donner accès aux assemblages de combustible du cœur, par exemple pour des opérations de rechargement du cœur. Après rechargement du cœur par mise en place d'assemblages de combustible sur la plaque inférieure de cœur, les équipements internes supérieurs sont remis en place et la plaque supérieure du cœur vient reposer sur les parties supérieures des assemblages de combustible constituées par les ressorts à lames de maintien. Une force de pression est exercée sur les assemblages du cœur, du fait du poids des équipements internes supérieurs et du serrage du couvercle de cuve sur la cuve du réacteur nucléaire. Une force de serrage de direction longitudinale axiale est exercée sur l'ossature de chacun des assemblages de combustible par l'intermédiaire du dispositif de maintien fixé sur l'embout supérieur. Le dispositif de maintien élastique des embouts supérieurs d'assemblages de combustible permet d'autre part des déplacements des assemblages de combustible par rapport à la structure de support et de maintien et par rapport à la cuve, sous l'effet de dilatations différentielles, pendant certaines phases de fonctionnement du réacteur nucléaire. En outre, des forces hydrauliques importantes sont exercées sur les assemblages de combustible par l'eau de refroidissement du réacteur qui circule à l'intérieur du cœur dans la direction verticale et de bas en haut. Les ossatures des assemblages de combustible sont donc soumises à différentes sollicitations et en particulier à la force de compression du système de maintien, ce qui se traduit par des contraintes qui peuvent être importantes dans les éléments de l'ossature de l'assemblage de combustible. En particulier, les tubes-guides et les grilles-entretoises peuvent être soumis à des contraintes importantes. Ces éléments sont réalisés généralement en un matériau absorbant faiblement les neutrons, tel qu'un alliage de zirconium. De tels matériaux ainsi que le matériau combustible des crayons (généralement de l'oxyde d'uranium) subissent des transformations dans le cœur du réacteur qui se traduisent par exemple par des gonflements ou grandisse- ments. Le fait que les éléments de l'ossature devant résister à la compression et à d'autres contraintes dans le cœur du réacteur nucléaire sont en des matériaux tels que les alliages de zirconium choisis pour leur faible absorption des neutrons présente des inconvénients quant à la conception et à l'utilisation de longue durée des assemblages de combustible. En outre, des études effectuées sur le comportement des assemblages de combustible dans le cœur de réacteurs nucléaires en service et dans le but d'optimiser les systèmes de maintien axiaux des assemblages de combustible ont montré qu'il était essentiel d'éviter tout risque de vibration des assemblages de combustible sous l'effet de la circulation du fluide de refroidissement à l'intérieur du cœur, plutôt que d'imposer un effort minimum de compression sur chacun des assemblages de combustible. Bien entendu, le maintien par compression des assemblages de combustible à l'intérieur du cœur diminue les risques de mise en vibration des assemblages de combustible qui sont maintenus entre la plaque inférieure de cœur et la plaque supérieure de cœur dans une position déterminée par les pions de positionnement de ces plaques introduits dans les ouvertures de positionnement correspondantes de l'embout inférieur et de l'embout supérieur des assem- blages de combustible. Toutefois, on n'a jamais imaginé jusqu'ici la réalisation de cœurs de réacteur nucléaire à eau sous pression et d'assemblages de combustible permettant de s'affranchir de tout effort de compression sur les assemblages de combustible du cœur. Dans les FR-2.519.178, EP-0.193.923 et FR-2.514.188, on a proposé des assemblages de combustible pour des réacteurs nucléaires comportant une ossature renforcée par des éléments de renfort longitudinaux tels que des cornières ou des tirants. Ces assemblages de combustible ne sont cependant pas conçus pour être maintenus dans le cœur du réacteur nucléaire sans dispositifs de compression axiale. Le but de l'invention est donc de proposer un cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant une pluralité d'assemblages de combustible de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du cœur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur d'une cuve du réacteur, comportant en particulier une plaque inférieure de cœur sur laquelle reposent les assemblages de combustible avec leur direction axiale dans une position verticale et une plaque supérieure de cœur placée au-dessus des assemblages de combustible du cœur, disposées l'une et l'autre horizontalement dans la cuve du réacteur, la plaque inférieure de cœur et la plaque supérieure de cœur comportant des pions de positionnement des assemblages de combustible verticaux et en saillie respectivement vers le haut et vers le bas, chacun des assemblages de combustible comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une ossature de maintien des crayons combustibles ayant un embout supérieur reposant sur la plaque inférieure de cœur et un embout supérieur en- dessous de la surface inférieure de la plaque supérieure de cœur comportant des ouvertures de positionnement pour l'engagement d'au moins deux pions de positionnement de la plaque inférieure de cœur et de la plaque su- périeure de cœur, respectivement, le cœur du réacteur et les assemblages de combustible étant réalisés de manière à éviter d'exercer des forces de compression sur les assemblages de combustible à l'intérieur du cœur. Dans ce but, l'ossature de maintien de chacun des assemblages de combustible comporte : - une structure résistante rigide constituée par l'embout inférieur et l'embout supérieur de l'assemblage de combustible reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide, dont la longueur totale dans la direction axiale de l'ossature est inférieure à la distance verticale entre la plaque inférieure de cœur et la plaque supérieure de cœur de la structure de support et de maintien du cœur, de manière que les embouts supérieurs des assemblages du cœur ne se trouvent pas en contact permanent avec la face inférieure de la plaque supérieure de cœur, la structure résistante rigide étant réalisée de manière à présenter des caractéristiques de dilatation en service sensiblement analogues à celles de la structure de support et de maintien du cœur et de la cuve du réacteur nucléaire, l'embout inférieur et l'embout supérieur de chacun des assemblages de combustible comportant, à l'intérieur de leurs ouvertures de positionnement, des moyens de serrage élastiques des pions de positionnement correspondants de la plaque inférieure de cœur et de la plaque supérieure de cœur, respectivement, et l'embout inférieur comportant des moyens de maintien transversal et axial de la partie inférieure des crayons de l'assemblage de combustible, et - à l'intérieur de la structure résistante : . une première pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons du faisceau de l'assemblage de combustible répartis dans le faisceau qui sont montés glissants à l'une au moins de leurs extrémités axiales dans l'un au moins des embouts, et . une seconde pluralité de grilles-entretoises de maintien transversal des crayons réparties suivant la longueur des tube-guides et montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux de la structure résistante de l'ossature. De préférence, un jeu (j) est ménagé entre une surface d'extrémité supérieure des embouts supérieurs des assemblages de combustible et une surface inférieure de la plaque supérieure de cœur, dont la valeur est comprise entre 2 mm et 10 mm. L'invention est également relative à un assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une ossature de maintien du faisceau de crayons comportant une première pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons du faisceau de l'assemblage de combus- tible répartis dans le faisceau, une seconde pluralité de grilles-entretoises de maintien transversal des crayons du faisceau réparties suivant la longueur des tubes-guides et un embout inférieur et un embout supérieur comportant des ouvertures de positionnement pour l'engagement de pions de positionnement de l'assemblage de combustible en position de service dans le cœur du réacteur nucléaire, dont le maintien dans le cœur d'un réacteur nucléaire peut être assuré sans dispositif de compression axiale. Dans ce but : - l'ossature de l'assemblage de combustible comporte une structure résistante rigide constituée par l'embout inférieur et l'embout supérieur reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide, - des moyens de serrage élastique des pions de positionnement correspondants sont fixés à l'intérieur de chacune des ouvertures de l'un au moins de l'embout inférieur et de l'embout supérieur, - l'embout inférieur comporte des moyens de maintien transversal et axial d'une partie inférieure de chacun des crayons combustibles, - les tubes-guides sont montés glissants à l'une au moins de leurs extrémités axiales dans l'un au moins des embouts, et - les grilles-entretoises sont montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux de la structure résistante de l'ossature. L'assemblage de combustible selon l'invention peut présenter de manière isolée ou en combinaison les caractéristiques suivantes : - la structure résistante de l'ossature comporte quatre tubes de renfort fixés à leurs extrémités longitudinales, respectivement sur l'embout inférieur et sur l'embout supérieur de l'assemblage combustible de manière rigide, disposés au voisinage des arêtes de l'assemblage de combustible de forme prismatique à section carrée et montés glissants dans des cellules d'angles des grilles-entretoises, dans des positions de quatre crayons combustibles de l'assemblage de combustible ; - quatre crayons de combustible sont disposés dans des emplacements du faisceau de crayons de combustible, à la place de quatre tubes- guides de l'ossature de l'assemblage de combustible ; - la structure résistante de l'ossature de l'assemblage de combustible est entièrement en acier et de préférence en acier inoxydable ; - les dispositifs de serrage élastique à l'intérieur des ouvertures de positionnement des embouts supérieur et inférieur de l'assemblage de combustible sont des bagues élastiques fendues fixées dans les ouvertures de positionnement ; - chacun des embouts inférieur et supérieur de l'assemblage de combustible comporte deux ouvertures de positionnement suivant deux angles de l'embout à section transversale de forme carrée disposés suivant une diagonale de la section de forme carrée ; - les grilles-entretoises comportent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible de l'assemblage de combustible sont maintenus transversalement mais avec une possibilité de glissement dans la direction axiale. Les assemblages de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention peuvent présenter de manière isolée ou en combinaison les caractéristiques énumérées ci-dessus. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va décrire à titre d'exemple, en se référant aux figures jointes en annexe, le cœur d'un réacteur nucléaire selon l'art antérieur, le cœur d'un réacteur nucléaire selon l'invention et un assemblage de combustible d'un cœur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention. La figure 1 est une vue en coupe par un plan vertical d'une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression renfermant le cœur du réacteur. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire suivant l'art antérieur. La figure 3 est une vue en élévation et en coupe partielle d'une partie du cœur d'un réacteur nucléaire, suivant l'invention. La figure 4 est une vue en élévation d'un assemblage de combustible du cœur de réacteur nucléaire suivant l'invention. La figure 5A est une vue en coupe transversale suivant 5-5 de la figure 4, dans le cas d'un assemblage de combustible suivant une première variante de réalisation. La figure 5B est une vue en coupe transversale suivant 5-5 de la figure 4, dans le cas d'une seconde variante de réalisation de l'assemblage de combustible. La figure 6 est une vue en élévation et en coupe d'un assemblage de combustible suivant l'invention comportant des moyens de serrage élasti- ques des pions de positionnement de la plaque inférieure et de la plaque supérieure de cœur. La figure 7 est une vue en coupe plus détaillée d'un moyen de serrage élastique d'un pion de positionnement. Sur la figure 1 , on a représenté la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression de forme générale cylindrique fermée par un fond bombé à son extrémité inférieure et comportant un couvercle de fermeture 2 à son extrémité supérieure. La cuve 1 du réacteur nucléaire renferme le cœur 4 du réacteur constitué par des assemblages de combustible 5 dans des positions juxtaposées, disposés et maintenus à l'intérieur de la cuve dans une structure de support et de maintien qui sera désignée de manière générale par le repère 6. La structure de maintien et de support 6 des assemblages de combustible dans la cuve 1 du réacteur comporte en particulier une plaque inférieure de cœur 7 et une plaque supérieure de cœur 8 dans des dispositions horizontales espacées l'une de l'autre dans la direction verticale d'une hauteur correspondant à la hauteur du cœur 4 du réacteur. Les assemblages de combustible 5 du cœur du réacteur reposent, par leur partie inférieure, sur la plaque inférieure de cœur 7. La plaque inférieure de cœur 7, ou plaque de support du cœur, constitue un élément des équipements internes inférieurs 3 du réacteur nucléaire, la plaque supérieure de cœur 8 constituant la partie inférieure des équipements internes supérieurs 9 du réacteur nucléaire. Les équipements internes inférieurs 3 comportent en particulier une enveloppe de cœur 10 ayant la forme d'une virole cylindrique suspendue à l'intérieur de la cuve dans une disposition coaxiale par son extrémité supérieure et solidaire de la plaque inférieure de cœur 7 à son extrémité inférieure. L'enveloppe de cœur 10 renferme un cloisonnement 11 reposant sur la plaque inférieure de cœur 7 et comportant des plaques verticales de déli- mitation du cœur et de maintien des assemblages de combustible 5 à la périphérie du cœur. Les équipements internes supérieurs 9 comportent une plaque supérieure d'appui 12 par l'intermédiaire de laquelle les équipements internes supérieurs sont fixés à l'intérieur de la cuve à l'intérieur de la partie supé- rieure de l'enveloppe de cœur 10, un ensemble de tubes de guidage de barres de commande de la réactivité du réacteur nucléaire, la plaque supérieure du cœur 8 disposée au-dessus du cœur 4 et des colonnes-entretoises assurant l'assemblage de la plaque d'appui 12 sur laquelle sont fixées les parties supérieures des tubes de guidage des barres de commande et la plaque supérieure de cœur 8. Les assemblages de combustible présentent une forme générale pa- rallélépipédique à section transversale carrée allongée suivant une direction axiale, les assemblages de combustible ayant une grande longueur (supérieure à 4 m) et une section dont le côté a une longueur de l'ordre de 0,20 m. Les assemblages de combustible 5 du cœur 4 du réacteur reposant par leur partie d'extrémité inférieure sur la plaque de support de cœur 7 sont disposés de manière que leurs axes soient verticaux, les assemblages de combustible 5 étant dans des dispositions adjacentes à l'intérieur du cloisonnement 11 des équipements internes inférieurs 3. Les assemblages de combustible 5 comportent chacun un faisceau de crayons de combustible parallèles entre eux maintenus dans une ossature constituant la structure de l'assemblage de combustible. Sur la figure 2, on a représenté un assemblage de combustible 5 d'un cœur de réacteur suivant l'art antérieur et ses moyens de positionnement et de maintien sur la plaque inférieure de cœur 7 et sous la plaque supérieure de cœur 8. L'assemblage de combustible 5 est constitué par des crayons combustibles 13 maintenus sous la forme d'un faisceau dans lequel les crayons sont parallèles entre eux, par une ossature de l'assemblage de combustible. Chacun des crayons combustibles 13 de l'assemblage de combustible est constitué par un tube ayant une longueur de l'ordre de 4 m et un diamètre de l'ordre de 0,01 m renfermant un empilement de pastilles de combustible nucléaire (généralement de l'oxyde d'uranium UO2) et fermé à ses extrémités de manière étanche par des bouchons. L'ossature de l'assemblage de combustible 5 comporte en particulier des grilles-entretoises 14 réparties à égale distance les unes des autres sui- vant la direction axiale de l'assemblage de combustible suivant laquelle sont disposés les crayons 13 et délimitant des cellules de passage des crayons, pour assurer, par l'intermédiaire de moyens de maintien tels que des ressorts et des bossettes, le maintien des crayons 13 de l'assemblage de combustible sous la forme d'un faisceau. Certaines cellules des grilles-entetoises 14 permettent le passage de tubes-guides 15 parallèles aux crayons de combustible 13 du faisceau et de plus grande longueur, les tubes-guides 15 comportant des parties d'extrémité en saillie par rapport au faisceau de crayons de combustible 13, dans la direction axiale longitudinale, par l'intermédiaire desquelles les tubes-guides 15 sont fixés sur un embout inférieur 16 de l'assemblage de combustible et sur un embout supérieur 17. L'assemblage de combustible 5 repose sur la plaque inférieure de cœur 7, par l'intermédiaire de l'embout 16 qui comporte des pieds 16a. L'embout 16 comporte quatre pieds suivant les angles de l'embout inférieur 16 de forme carrée. Généralement, les embouts inférieurs et supérieurs de l'assemblage de combustible et les grilles-entretoises ont une section transversale de forme carrée. L'embout inférieur 16 et l'embout supérieur 17 comportent, suivant deux angles disposés suivant une diagonale de l'em- bout, des trous de positionnement, respectivement 16b et 17b. Sur la face supérieure de la plaque inférieure de cœur 7 et sur la face inférieure de la plaque supérieure de cœur 8 sont montés en saillie, dans la direction axiale, des pions de positionnement respectifs 18 et 19 permettant d'assurer le po- sitionnement et le maintien des assemblages de combustible 5. Généralement, la plaque inférieure de cœur 7 et la plaque supérieure de cœur 8 comportent deux pions de positionnement 18 (ou 19) à l'aplomb de chacun des emplacements d'un assemblage de combustible 5, les pions 18 de la plaque inférieure de cœur 7, au niveau d'un emplacement d'assemblage de combustible 5, étant introduits dans deux ouvertures de positionnement 16b de l'embout inférieur de l'assemblage de combustible et les pions 19 de la plaque supérieure de cœur situés à l'aplomb d'un emplacement d'assemblage de combustible étant introduits dans deux ouvertures 17b de l'embout supérieur 17 de l'assemblage de combustible. De plus, sur la surface supérieure de l'embout supérieur 17, est fixé un ensemble de maintien de l'assemblage de combustible 20 constitué par des lames de ressort fixées dans un angle de l'embout 17 et inclinées par rapport à la surface supérieur de l'embout 17 de manière à présenter une partie d'appui située à leur extrémité à un niveau supérieur à celui des plots de l'embout supérieur 17 dans lesquels sont ménagées des ouvertures de positionnement 17b. Lorsqu'on met en place l'assemblage de combustible 5 dans le cœur du réacteur nucléaire, on engage les ouvertures de positionnement 16b des pieds de l'embout inférieur 16 sur deux pions de positionnement 18 de la plaque inférieure de cœur à l'emplacement voulu pour l'assemblage de combustible 5. Lorsque le chargement du cœur par mise en place successive des assemblages de combustible sur la plaque inférieure de cœur 7 a été réalisé, on met en place les équipements internes supérieurs dans la cuve, la plaque supérieure de cœur 8 venant reposer sur la partie d'extrémi- té des ressorts à lames 20 des assemblages de combustible et les pions de positionnement 19 de la plaque supérieure de cœur 8 venant s'engager dans les ouvertures 17b des embouts supérieurs d'assemblages de combustible ménagées dans les plots des embouts 17. Le poids des équipements internes supérieurs et la force de pression exercée sur les internes supérieurs par le couvercle de la cuve, lors de sa fermeture, produisent une compression des ressorts à lames 20, de sorte que les ressorts à lames des embouts supérieurs d'assemblages de com- bustible subissent une flexion et qu'une force de compression est imposée aux assemblages de combustible. Lors de la remise en service du réacteur nucléaire, après rechargement du cœur, et pendant le fonctionnement du réacteur, les assemblages de combustible sont portés à la température de fonctionnement du réacteur nucléaire qui est supérieure à 300°C. Il se produit des dilatations différentielles entre les ossatures des assemblages de combustible qui sont réalisées au moins partiellement en alliage de zirconium et la structure de support et de maintien du cœur du réacteur et de la cuve qui sont en acier. En outre, les assemblages de combustible subissent, dans le cœur du réacteur nu- cléaire, des contraintes et des effets d'irradiation qui peuvent entraîner une déformation et un grandissement de l'assemblage de combustible. Les déplacements relatifs entre l'ossature de l'assemblage de combustible et la structure de support et de maintien du cœur du réacteur sont absorbés par déformation des ressorts à lames 20 des assemblages de combustible. Les ossatures des assemblages de combustible comportant en particulier les tubes-guides fixés à leurs extrémités sur les embouts inférieurs 16 et supérieurs 17 et les grilles-entretoises 14 subissent des efforts de compression de la part des ressorts à lames 20. Le refroidissement du cœur du réacteur nucléaire est assuré par une circulation d'eau de refroidissement sous pression à très grande vitesse dans la direction verticale, au contact des crayons 13 des faisceaux des assemblages de combustible. Cette circulation à grande vitesse est susceptible d'induire des vibrations dommageables pour les assemblages de combustible. Le maintien des assemblages de combustible en compression par les ressorts à lames 20 assure une certaine limitation des vibrations des assemblages de combustible mais l'effort de compression exercé sur l'ossature des assemblages de combustible par les ressorts peut être néfaste pour la tenue au fluage des ossatures d'assemblages de combustible dans le réacteur en fonctionnement. Sur la figure 3, on a représenté une partie du cœur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention. Les éléments correspondants du cœur et des assemblages de combustible représentés sur les figures 1 et 2, d'une part, et sur la figure 3, d'autre part, sont affectés des mêmes repères. Le cœur du réacteur 4 suivant l'invention comporte une pluralité d'assemblages de combustible 5 reposant par leur partie inférieure sur une pla- que inférieure de cœur 7 et comportant une partie supérieure en-dessous de la plaque supérieure de cœur 8 de la structure de support et de maintien du cœur 4. Les assemblages de combustible 5 reposent sur la surface supérieure de la plaque inférieure de cœur 7, par l'intermédiaire des pieds des embouts inférieurs 16 des assemblages de combustible, de telle sorte que les assemblages de combustible 5 soient disposés avec leur direction axiale verticale. Les assemblages de combustible 5 dans des dispositions adjacentes viennent en contact suivant leur face latérale verticale par l'intermédiaire des grille-entretoises 14. Une différence essentielle entre le cœur 4 de réacteur nucléaire réali- se suivant l'invention et représenté sur la figure 3 et le cœur d'un réacteur nucléaire réalisé suivant l'art antérieur est que la plaque supérieure de cœur 8 n'est pas en contact permanent avec la partie supérieure des assemblages du cœur constituée par les embouts 17, un jeu j étant ménagé entre l'extrémité supérieure des embouts supérieurs 17 des assemblages de combustible et la surface inférieure de la plaque supérieure de cœur 8, les embouts supérieurs 17 des assemblages de combustible ne comportant pas de ressorts à lames (tels que les ressorts 20 représentés sur la figure 2) pour le maintien par compression des assemblages de combustible. La hauteur maximale de l'ossature des assemblages de combustible 5 du cœur suivant l'invention, entre la surface d'appui des pieds de l'embout inférieur 16 et la surface supérieure des plots de l'embout supérieur 17, est inférieure à la distance verticale nominale entre la surface supérieure de la plaque inférieure de cœur 7 et la surface inférieure de la plaque supérieure de cœur 8. En outre, comme il sera expliqué plus loin, le jeu j, entre la partie supérieure de l'embout supérieur 17 des assemblages de combustible et la plaque supérieure de cœur 8, qui peut être par exemple de l'ordre de 6 mm, reste pratiquement constant, lorsque le cœur 4 du réacteur nucléaire passe d'une température d'intervention (par exemple 20°C) à une température de fonctionnement supérieure à 300°C et pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire. Comme dans le cas d'un cœur de réacteur suivant l'art antérieur, la plaque inférieure de cœur 7 et la plaque supérieure de cœur 8 comportent sur leur face dirigée vers les assemblages de combustible, des pions de positionnement 18 et 19 destinés à être introduits dans des ouvertures de positionnement respectives des embouts inférieurs et des embouts supérieurs des assemblages de combustible 5. Comme il sera expliqué plus loin, en particulier en regard des figures 6 et 7, les ouvertures de positionnement des embouts inférieurs 16 et des embouts supérieurs 17 destinés à recevoir les pions de positionnement 18 et 19 comportent des bagues de serrage élastiques permettant d'exercer une force élastique de frottement sur les pions de positionnement 18 et 19, ce qui permet de supprimer ou de limiter à un niveau très faible la mise en vibration des assemblages de combustible sous l'effet de la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. D'autres caractéristiques des assemblages de combustible 5 du cœur de réacteur suivant l'invention permettent également de limiter ou de supprimer la mise en vibration des assemblages de combustible. On va maintenant se reporter à la figure 4 et à la figure 6 pour décrire l'ossature d'un assemblage de combustible 5 suivant l'invention permettant d'obtenir un comportement optimisé des assemblages de combustible sans ressort de compression, à l'intérieur du cœur du réacteur nucléaire en fonctionnement. L'assemblage de combustible 5 représenté sur la figure 4 comporte un faisceau de crayons combustibles 13 parallèles entre eux maintenus dans une ossature qui sera désignée dans son ensemble par le repère 5a. A la différence d'une ossature d'assemblage de combustible d'un cœur de réacteur suivant l'art antérieur comportant des grilles-entretoises 14 des tubes-guides 15 et les embouts 16 et 17 de l'assemblage de combustible reliés entre eux par les tubes-guides 15, l'ossature 5a d'un assemblage de combustible 5 d'un cœur de réacteur nucléaire suivant l'invention comporte une structure résistante rigide 21 comprenant les embouts 16 et 17 et des éléments longitudinaux 22 de liaison des embouts 16 et 17 à l'intérieur de laquelle est monté, avec une certaine latitude de déplacement dans la direction axiale, un ensemble de maintien transversal et de guidage comportant les entretoises 14 et les tubes-guides 15 pouvant assurer en particulier le maintien transversal des crayons 13 de l'assemblage de combustible et le guidage de crayons absorbants d'une grappe de commande. La structure résistante rigide 21 de l'ossature de l'assemblage de combustible est réalisée entièrement en acier et généralement en acier inoxydable, de telle sorte que ses caractéristiques de dilatation thermique dans le réacteur nucléaire en fonctionnement soient sensiblement analo- gués aux caractéristiques de dilatation de la structure de support et de maintien du cœur qui est en acier. De préférence, comme il est visible sur la figure 5A, la structure résistante rigide 21 comporte quatre tubes de renfort 22 disposés suivant quatre positions de crayons de combustible 13 du faisceau dans les angles de l'as- semblage de combustible à section carrée. Les tubes 22 qui ont un diamètre extérieur sensiblement égal au diamètre extérieur d'un tube-guide 15 sont des tubes en acier inoxydable qui peuvent être fixés à leurs extrémités dans des ouvertures ménagées dans les embouts 16 et 17, par soudage ou par un moyen mécanique. Les tubes de renfort 22 qui présentent une épaisseur sensiblement supérieure à l'épaisseur des tubes-guides 15 et qui sont en acier présentent une rigidité et une résistance mécanique très supérieure à celle des tubes-guides. Les tubes de renfort 22 dans les angles de l'assemblage de combustible pourraient être remplacés par des cornières. Dans certains cas, on peut envisager l'utilisation de seulement deux éléments de renfort longitudinaux, disposés par exemple dans deux angles de la section de l'assemblage de combustible suivant une diagonale. L'embout inférieur 16 de l'assemblage de combustible 5 est réalisé de manière à assurer le maintien axial et transversal des crayons 13 du faisceau. Cet embout 16 peut comporter par exemple des éléments de maintien dans lesquels sont engagées les extrémités inférieures des crayons de combustible 13, par l'intermédiaire de leurs bouchons. Les éléments de maintien 30 peuvent être par exemple des logements pour les bouchons prévus dans une plaque transversale de l'embout inférieur 16 (figure 6). Comme représenté en particulier sur la figure 5A, les tubes de renfort 22 sont engagés à l'intérieur des cellules d'angle des grilles-entretoises 14 de l'assemblage de combustible. Les tubes-guides 15 de l'assemblage de combustible qui peuvent être disposés de la même manière que dans un assemblage de combustible suivant l'art antérieur, comme représenté sur la figure 5A, sont rendus solidaires des grilles-entretoises et sont montés glissants à l'intérieur de l'un au moins des embouts 16 et 17. Les tubes-guides sont, de préférence, montés glissants à l'intérieur de l'embout supérieur et fixés à l'embout inférieur. Lors de la montée en température du cœur du réacteur nucléaire, au moment de la mise en service du réacteur et pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, la structure résistante 21 de l'ossature 5a de l'assem- blage de combustible 5 se dilate de la même manière que la structure de support et de maintien du cœur du réacteur nucléaire. Le jeu j entre la partie supérieure de l'embout supérieur 17 de l'assemblage de combustible et la surface inférieure de la plaque supérieure du cœur reste sensiblement constant. En outre, la structure résistante de l'ossature 5a de l'assemblage de combustible qui est en acier n'est pas susceptible de grandir à l'intérieur du cœur du réacteur nucléaire en fonctionnement. En revanche, la partie de l'ossature comportant les tubes-guides 15 et les grilles-entretoises 14 se dilate et grandit dans le réacteur en fonctionne- ment, de sorte qu'elle se déplace par rapport à la structure résistante 21. Ces déplacements sont possibles grâce au montage glissant des tubes- guides 15 dans l'un au moins des embouts 16 et/ou 17 et au montage glissant des grilles-entretoises 14 sur les tubes de renfort 22. Les crayons de combustible 13 qui ne sont maintenus qu'à leur partie inférieure sur l'embout inférieur 16 peuvent se dilater et grandir à l'intérieur de l'ossature 5a de l'assemblage de combustible. Toutefois, le maintien des crayons de combustible à leur partie inférieure limite ou empêche la mise en vibration des crayons sous l'effet de la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. Lorsque la température du cœur du réacteur nucléaire passe d'une température d'arrêt à froid à une température de fonctionnement du réacteur nucléaire (par exemple de 20°C à plus de 300°C), la structure résistante 21 des assemblages de combustible du cœur se dilate comme la structure de support et de maintien du cœur et la cuve du réacteur mais l'os- sature en alliage de zirconium montée à l'intérieur de la structure résistante 21 peut subir des dilatations et des grandissements dans le réacteur en fonctionnement si bien que cette ossature comportant les grilles-entretoises 14 et les tubes-guides 15 se déplace par rapport à la structure résistante. Les grilles-entretoises 14 peuvent coulisser dans la direction longitudinale sur les tubes de renfort 22 et les tubes-guides 15 peuvent se déplacer longi- tudinalement à l'intérieur des embouts. Toutefois, les grilles sont immobilisées en rotation par les tubes de renfort 22 et les tubes-guides 15 doivent être arrêtés par des butées limitant leur déplacement à l'intérieur de l'un au moins des embouts 16 et/ou 17 et, de préférence, à l'intérieur de l'embout inférieur 16. Sur la figure 6, on a représenté, dans une vue partielle en élévation et en coupe, en particulier, un dispositif de positionnement de l'embout inférieur et un dispositif de positionnement de l'embout supérieur d'un assemblage de combustible d'un cœur suivant l'invention. Ces dispositifs sont réalisés d'une manière analogue aux moyens de positionnement d'un assemblage de combustible d'un cœur suivant l'art antérieur tel que représenté sur la figure 2. L'embout inférieur 16 de l'assemblage de combustible comporte des ouvertures 16b traversant deux pieds de l'embout disposés suivant une diagonale dans chacun desquels est introduit un doigt de positionnement 18 en saillie par rapport à la face supérieure de la plaque inférieure de cœur 7 et l'embout supérieur 17 comporte des ouvertures 17b usinées dans des plots de l'embout supérieur 17 disposées sui- vant une diagonale et destinées à recevoir chacune un pion de positionnement 19 en saillie sous la plaque supérieure de cœur 8. Dans le cas d'un cœur de réacteur nucléaire suivant l'invention, à l'intérieur des ouvertures 16b de l'embout inférieur 16 et 17b de l'embout supérieur 17 qui ne comporte pas de ressort à lames de compression, sont dis- posés des moyens de serrage élastique respectifs 26 et 27 dans lesquels le pion de positionnement respectif 18 ou 19 est introduit pour assurer le positionnement et le maintien de l'assemblage de combustible. L'embout inférieur et l'embout supérieur des assemblages de combustible sont alésés à un diamètre suffisant pour pouvoir recevoir un dispositif de serrage élastique dans lequel on puisse introduire le pion de positionnement avec un serrage élastique parfaitement déterminé. De préférence, comme représenté sur la figure 7, les dispositifs de serrage élastique tels que 26 sont constitués par une bague fendue en un matériau à haute limite élastique tel qu'un alliage de nickel, les surfaces de contact de la bague élastique avec le pion de positionnement étant durcies par un procédé tel que le microbillage. Le procédé de maintien d'un assemblage de combustible par des bagues élastiques fait l'objet d'une demande de brevet déposée le même jour que la présente demande. Chacun des assemblages de combustible peut être équipé ainsi de deux bagues élastiques sur son embout inférieur et de deux bagues élastiques dans des ouvertures de son embout supérieur qui seront engagées sur des pions de positionnement de la plaque inférieure de cœur et de la plaque supérieure de cœur, respectivement. Les bagues élastiques d'un assem- blage de combustible assurent, par frottement sur les pions de positionnement correspondants, un effort axial de maintien de l'assemblage de combustible de l'ordre de 400 daN. Dans le cas d'assemblages de combustible d'un cœur de réacteur suivant l'invention, les embouts supérieurs d'assem- blages de combustible ne comportent pas de ressort à lames, de sorte que les seuls efforts de maintien dans la direction axiale sont exercés par les bagues élastiques frottant sur les pions de positionnement. L'effort axial de retenue, dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'invention, est d'à peu près la moitié de l'effort axial exercé par les ressorts à lames comprimés à la partie supérieure de l'assemblage de combustible, dans le cas d'un cœur suivant l'art antérieur. Dans le cas d'un cœur suivant l'invention, l'effort axial n'est pas suffisant pour empêcher l'assemblage de combustible de se soulever dans certaines phases de fonctionnement du réacteur nu- cléaire (par exemple arrêt à froid), dans les limites du jeu j entre l'embout supérieur et la plaque supérieure de cœur. Ce déplacement n'a pas d'inconvénient, du fait que la retombée des assemblages de combustible est freinée par les bagues de serrage élastique. On a pu observer que l'utilisation de bagues de serrage élastiques à l'intérieur des ouvertures de positionnement des embouts d'assemblages de combustible tels que décrits permet de supprimer ou de limiter à un niveau très faible la mise en vibration des assemblages de combustible à l'intérieur du cœur. Il est donc possible de concevoir un cœur de réacteur nucléaire dont les assemblages ont des embouts supérieurs ne comportant pas de ressort à lames de maintien. Les déplacements par soulèvement et retombée dans la direction axiale des assemblages de combustible du cœur ainsi que la dilatation différentielle et les déplacements de la structure flottante de l'ossature sont suffi- samment limités pour que les assemblages de combustible du cœur suivant l'invention restent parfaitement en contact par l'intermédiaire des bords périphériques des grilles entretoises dans toutes les phases de fonctionnement. De préférence, les grille-entretoises 14 présentent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible 13 sont introduits librement, sans dis- positif de serrage. Toutefois, les crayons de combustible qui sont maintenus à leurs extrémités inférieures par l'embout inférieur 16 sont également maintenus dans des directions transversales par les parois de cellules des grilles- entretoises, de sorte que les crayons ne sont pas susceptibles d'être mis en vibration. La réalisation d'une structure résistante 21 comportant des tubes de renfort 22 introduits dans les cellules d'angle des grilles-entretoises néces- site de supprimer quatre crayons de combustible dans le faisceau de l'assemblage de combustible. Sur la figure 5A, on a représenté, en coupe transversale, un assemblage de combustible suivant l'invention comportant vingt-quatre tubes- guides 15 disposés de la même manière que dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'art antérieur, quatre tubes de renfort 22 et deux cent soixante crayons combustibles (au lieu de deux cent soixante quatre crayons dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'art antérieur). La légère perte de réactivité due à la diminution du nombre de crayons de combustible dans chacun des assemblages du cœur peut être compensée par un sur-enrichissement de 0,13 % en uranium 235 des pastilles de combustible nucléaire. Toutefois, selon un second mode de réalisation représenté sur la figure 5B, on peut prévoir de maintenir le nombre de crayons de combustible dans l'assemblage de combustible en supprimant quatre tubes-guides 15 dans quatre emplacements qui correspondent aux cellules de grilles 25 sur la figure 5B. Quatre crayons de combustible 13 peuvent être introduits dans les emplacements libérés par les tubes-guides. De manière à maintenir dans ce cas l'anti-réactivité de chacune des grappes de crayons absorbants introduites dans un assemblage de combus- tible, on peut prévoir des grappes de crayons absorbants constitués par des barreaux pleins en hafnium qui ne nécessitent pas de gainage, de sorte que le barreau de matériau absorbant peut présenter un diamètre supérieur à celui d'un crayon absorbant, par exemple en alliage argent indium cadmium qui nécessite un matériau de gainage. La réalisation d'un cœur de réacteur nucléaire et d'assemblages de combustible suivant l'invention permet non seulement d'éliminer l'une des causes de déformation par fluage des assemblages de combustible en diminuant les contraintes s'exerçant dans la direction axiale sur l'ossature des assemblages de combustible et de renforcer l'ossature des assemblages de combustible par une structure mécanique résistante, mais encore de fournir une protection supplémentaire des assemblages de combustible contre des chocs lors de leur manutention, grâce aux éléments de renfort de la struc- ture résistante qui sont placés légèrement en saillie vers l'extérieur par rapport au faisceau de crayons de combustible. L'utilisation d'éléments de renfort creux, tels que des tubes, permet d'améliorer la fonction de modération, par introduction d'eau de refroidisse-
* ment du réacteur dans les éléments de renfort. L'embout supérieur des assemblages de combustible selon l'invention qui ne comporte pas de ressort de maintien et donc de clé de guidage et de retenue des ressorts de maintien peut être réalisé sous une forme simplifiée avec une longueur axiale plus faible. On peut en conséquence augmenter la longueur des crayons de combustible des assemblages, ce qui permet d'ac- croître le taux d'épuisement des assemblages de combustible ou la quantité de matière fissile par assemblage, tout en réduisant la pression interne des gaz dans les crayons de combustible. L'invention permet également de simplifier considérablement les calculs de conception du cœur du réacteur nucléaire en faisant abstraction des efforts de maintien axiaux sur les assemblages de combustible. D'autres avantages du cœur suivant l'invention sont relatifs à une réduction de la quantité de déchets irradiés produite dans le réacteur, à la standardisation de la fabrication des embouts supérieurs sans système de maintien axial et à l'économie réalisée par la suppression des ressorts à la- mes. L'invention ne se limite pas strictement aux modes de réalisation qui ont été décrits. C'est ainsi qu'on peut réaliser la structure résistante de l'ossature des assemblages de combustible sous une forme différente de celle qui a été décrite, les éléments de renfort pouvant être différents de tubes ou de cornières disposés suivant les angles de l'assemblage de combustible. L'embout inférieur assurant le maintien axial et radial des crayons peut être réalisé sous des formes différentes et en particulier sous la forme d'un embout faisant l'objet d'une demande de brevet déposée le même jour que la présente demande. De même, les grilles-entretoises de l'assemblage de combustible assurant un maintien radial des crayons peuvent avoir toute forme autorisant un glissement des crayons dans la direction axiale . Les assemblages de combustible suivant l'invention qui sont maintenus dans le cœur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression sans dispositif de compression axiale, tels que des ressorts, peuvent être utilisés non seulement pour constituer un cœur de réacteur nucléaire suivant l'invention dont la plaque supérieure de cœur ne vient pas reposer sur les parties supérieures des assemblages mais encore pour remplacer des assemblages de combustible isolés, dans un cœur de réacteur nucléaire comportant des assemblages de combustible pourvus de ressorts d'appui de la plaque supérieure de cœur. Un assemblage de combustible selon l'invention peut être chargé dans un cœur de réacteur suivant l'art antérieur en remplacement d'un assemblage dont les ressorts sont défaillants ou cassés. De manière générale, l'invention s'applique à tout réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression.

Claims

REVENDICATIONS 1.- Cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant une pluralité d'assemblages de combustible (5) de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du cœur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur d'une cuve (1) du réacteur nucléaire, comportant en particulier une plaque inférieure de cœur (7) sur laquelle reposent les assemblages de combustible (5) avec leur direction axiale verticale et une plaque supérieure de cœur (8) placée au-dessus des assembla- ges de combustible du cœur, disposées horizontalement dans la cuve du réacteur, la plaque inférieure de cœur (7) et la plaque supérieure de cœur (8) comportant des pions de positionnement respectifs (18, 19) des assemblages de combustible (5) verticaux et en saillie respectivement vers le haut et vers le bas, chacun des assemblages de combustible (5) comportant un faisceau de crayons combustibles (13) parallèles entre eux et une ossature (5a) de maintien du faisceau de crayons (13) comportant un embout inférieur (16) reposant sur la plaque inférieure de cœur (7) et un embout supérieur (17) engagés par des ouvertures de positionnement sur au moins deux pions de positionnement (18, 19) de la plaque inférieure de cœur (7) et de la plaque supérieure de cœur (8), respectivement, caractérisé par le fait que l'ossature de maintien (5a) de chacun des assemblages de combustible (5) comporte : - une structure résistante rigide (21) constituée par l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de l'assemblage de combustible reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide (22), dont la longueur totale dans la direction axiale de l'ossature (5a) est inférieure à la distance verticale entre la plaque inférieure de cœur (7) et la plaque supérieure de cœur (8) de la structure de support et de maintien du cœur, de manière que les embouts supérieurs des assemblages de combustible (5) du cœur (4) ne se trouvent pas en contact permanent avec la plaque supérieure de cœur (8), la structure résistante rigide (21) étant réalisée de manière à présenter des caractéristiques de dilatation thermique en service sensiblement analogues à celles de la structure de support et de maintien du cœur et de la cuve (1) du réacteur nucléaire, l'un au moins de l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de chacun des assemblages de combustible (5) comportant, à l'intérieur de leurs ouvertures de positionnement (16b, 17b), des moyens de serrage élastique (26) des pions de posi- tionnement (18, 19) correspondants de la plaque inférieure de cœur (16) et de la plaque supérieure de cœur (8), respectivement, et l'embout inférieur (16) comportant des moyens de maintien transversal et axial (30) de la partie inférieure des crayons (13) de l'assemblage de combustible (5), et - à l'intérieur de la structure résistante (21) : . une première pluralité de tubes-guides (15) parallèles aux crayons
(13) du faisceau de l'assemblage de combustible (5) répartis dans le faisceau qui sont montés glissants, à l'une au moins de leurs extrémités axiales, dans l'un au moins des embouts (16, 17), et . une seconde pluralité de grilles-entretoises (14) de maintien trans- versai des crayons réparties suivant la longueur des tubes-guides (15) et montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux (22) de la structure résistante (21) de l'ossature (5a).
2.- Cœur de réacteur nucléaire suivant la revendication 1 , caractérisé par le fait qu'un jeu (j) est ménagé entre une surface d'extrémité supérieure des embouts supérieurs (17) des assemblages de combustible et une surface inférieure de la plaque supérieure de cœur (8), dont la valeur est comprise entre 2 mm et 10 mm.
3.- Assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un faisceau de crayons combustibles (13) parallèles entre eux et une ossature (5a) de maintien du faisceau de crayons (13) comportant une première pluralité de tubes-guides (15) parallèles aux crayons (13) du faisceau de l'assemblage de combustible (15) répartis dans le faisceau, une seconde pluralité de grilles-entretoises (14) de maintien transversal des crayons du faisceau réparties suivant la longueur des tubes- guides (15) et un embout inférieur (16) et un embout supérieur (17) comportant des ouvertures de positionnement (16b, 17b) pour l'engagement de pions de positionnement (18, 19) de l'assemblage de combustible en position de service dans le cœur du réacteur nucléaire, caractérisé par le fait : - que l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible comporte une structure résistante rigide (21) constituée par l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide (22), - que des moyens de serrage élastique (26) des pions de positionnement (18, 19) correspondants sont fixés à l'intérieur de chacune des ouvertures (16b, 17b) de l'un au moins de l'embout inférieur (16) et de l'embout supérieur (17), - que l'embout inférieur (16) comporte des moyens de maintien trans- versai et axial (30) d'une partie inférieure de chacun des crayons combustibles (13), - que les tubes-guides (15) sont montés glissants à l'une au moins de leurs extrémités axiales dans l'un au moins des embouts (16, 17), et - que les grilles-entretoises (14) sont montées glissantes sur les élé- ments de liaison longitudinaux de la structure résistante (21) de l'ossature
(5a).
4.- Assemblage de combustible suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que la structure résistante (21) de l'ossature (5a) comporte quatre tubes de renfort (22) fixés à leurs extrémités longitudinales, respectivement sur l'embout inférieur (16) et sur l'embout supérieur (17) de l'assemblage combustible de manière rigide, disposés au voisinage des arêtes de l'assemblage de combustible de forme prismatique à section carrée et montés glissants dans des cellules d'angles des grilles-entretoises (14), dans des positions de quatre crayons combustibles (13) de l'assemblage de combus- tible.
5.- Assemblage de combustible suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que quatre crayons de combustible (13) sont disposés dans des emplacements du faisceau de crayons de combustible, à la place de quatre tubes-guides (15) de l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible.
6.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 5, caractérisé par le fait que la structure résistante (21) de l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible (5) est entièrement en acier et de préférence en acier inoxydable.
7.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 6, caractérisé par le fait que les dispositifs de serrage élastique (26) à l'intérieur des ouvertures de positionnement (16b, 17b) des embouts supérieur et inférieur (16, 17) de l'assemblage de combustible sont des ba- gués élastiques fendues fixées dans les ouvertures de positionnement (16b, 17b).
8.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 7, caractérisé par le fait que chacun des embouts inférieur (16) et supérieur (17) de l'assemblage de combustible (5) comporte deux ouver- tures de positionnement (16b, 17b) suivant deux angles de l'embout à section transversale de forme carrée disposés suivant une diagonale de la section de forme carrée.
9.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 8, caractérisé par le fait que les grilles-entretoises (14) compor- tent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible (13) de l'assemblage de combustible sont maintenus transversalement mais avec une possibilité de glissement dans la direction axiale.
10.- Cœur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que les assemblages de combustible (5) du cœur (4) du réacteur nucléaire sont réalisés suivant l'une quelconque des revendications 4 à 9.
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