EP1642303A2 - Procede concernant la surete des systemes nucleaires hybrides couples, et dispositif mettant en oeuvre ce procede - Google Patents

Procede concernant la surete des systemes nucleaires hybrides couples, et dispositif mettant en oeuvre ce procede

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EP1642303A2
EP1642303A2 EP04767864A EP04767864A EP1642303A2 EP 1642303 A2 EP1642303 A2 EP 1642303A2 EP 04767864 A EP04767864 A EP 04767864A EP 04767864 A EP04767864 A EP 04767864A EP 1642303 A2 EP1642303 A2 EP 1642303A2
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EP
European Patent Office
Prior art keywords
energy
neutrons
nuclear
particles
nom
Prior art date
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Withdrawn
Application number
EP04767864A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Pavel Bokov
Igor Slessarev
Danas Ridikas
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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Filing date
Publication date
Priority claimed from FR0307920A external-priority patent/FR2856836A1/fr
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP1642303A2 publication Critical patent/EP1642303A2/fr
Withdrawn legal-status Critical Current

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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/30—Subcritical reactors ; Experimental reactors other than swimming-pool reactors or zero-energy reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a method for controlling a sub-critical hybrid nuclear system having a controlled source of external neutrons and to a device implementing this method, in particular for improving the safety of hybrid nuclear systems, whether they are used for the production of energy and / or for the transmutation of certain transuranic chemical elements present in nuclear waste ("waste incineration"). It also relates to a hybrid nuclear system applying this process.
  • a system is qualified as subcritical when the number of neutrons emitted by fission is lower than the number of neutrons disappearing by absorption and by leakage.
  • the number of fissions observed during successive time intervals decreases and the nuclear reaction decreases in intensity.
  • the behavior of these systems is generally characterized by the multiplication factor k which represents the value average of the number of new fissions induced by neutrons from an initial fission. It can be expressed, for a given time interval, by the ratio between the number of neutrons produced by fissions and the number of disappeared neutrons. If this coefficient takes account of neutron leaks to neighboring fuel assemblies or outside the reactor, the latter is qualified as effective and denoted fa.
  • fa is less than 1, but close to 1 (typically of the order of 0.95 to 0.995).
  • fa is equal to 1. Its variations around the critical value of 1 are represented by reactivity, dimensionless quantity defined by: Its value being very small, it is generally expressed in one hundred thousandths, taking the unit of pcm (per hundred thousand). In a reactor, the reactivity is zero when it is critical, positive if it is over-critical and negative if it is sub-critical.
  • a sub-critical reactor must use an external source of neutrons in order to maintain the nuclear reaction. The neutrons provided by this source are called external neutrons.
  • This external source of neutrons is intense, it is generally carried out by nuclear reactions, mainly spallation, induced by the impact of charged high-energy particles (0.6 to 1.2 GeV), generally protons or deuterons, on a target preferably made up of heavy elements such as lead, bismuth or uranium.
  • These external neutrons must however have an energy of the same order of magnitude as the neutrons maintaining the reaction of the heart in order to have optimal efficiency, which is easy to achieve with spallation neutrons; if they are too fast, they can be slowed down by techniques known to those skilled in the art.
  • the spallation target is generally in the form of a lead-bismuth liquid contained in a reservoir placed in the center of the heart in order to optimize the probability of reaction with the combustible material.
  • This mixture behaves from the point of view of generation of neutrons such as lead, maize has the advantage of a greater ability to liquefy under the effect of the energy brought by the particle beam (lower liquefaction temperature) to the target.
  • the use of a lead-bismuth target improves the thermal behavior of this target for the nominal operation of the reactor. If the dimensions of this target are sufficient, it can be estimated that a 1 GeV proton projected onto a lead or lead-bismuth target can thus generate 20 to 25 neutrons usable by the reactor.
  • Protons can be accelerated by any means capable of imparting to them an energy of the order of a few tens of megaelectronvolts (MeV) to a few tens of gigaelectronvolts (GeV).
  • These means generally include an accelerator located outside the reactor, the beam of which is directed to the spallation target located in the heart.
  • any other source of neutrons may be suitable.
  • photo-nuclear reactions the conversion efficiency of which is much lower than that of spallation reactions.
  • the neutrons produced have a comparable energy, adequate for the functioning of a hybrid system.
  • Photonuclear reactions are here considered globally, that is to say composed of two successive reactions. The first is a Bremsstrahlung reaction, where electrons react to give rise to high energy photons in a linear cross section as a function of the energy of the electrons. The energy spectrum of the photons produced is very wide, between zero and the energy of the incident electrons.
  • the second reaction produced is the photo-nuclear reaction proper, this second reaction involving phenomena analogous to a spallation reaction.
  • These photonuclear reactions deliver lower intensities of neutrons produced (currently, up to about 5.10 15 neutrons / s, while spallation allows up to some 10 18 neutrons / s). However, they involve very lower costs for the generation and acceleration of electrons (investment of the installation approximately ten times lower), and for use due to high reliability and lower qualification level of the personnel. The installation will be much more compact, but the energy consumption per neutron produced will be approximately thirty times higher.
  • Hybrid reactors are a priori known for their ability to receive part of their nuclear waste in their hearts, in particular long-lived radioactive elements such as transuranic elements or certain fission products, in order to "incinerate” them (ie - say transmute them into stable or short-lived radioactive nuclei).
  • long-lived radioactive elements such as transuranic elements or certain fission products
  • the introduction of the transuranium elements leads to a serious degradation of certain properties which are very important for the safety of the nuclear reactor, in particular a reduction in the fraction of delayed neutrons and a reduction in the Doppler effect.
  • This Doppler effect is due to the variation of the relative speed of a neutron moving in the matter compared to the nuclei, which are not immobile but subjected to a thermal agitation.
  • the value of the fraction of delayed neutrons ⁇ is extremely important for the safety and for the control of a nuclear reactor, because this parameter (with the average time of appearance of the delayed neutrons) defines the natural period of the reactor. This must be large enough to allow control of the system.
  • This significant deterioration of the safety parameters described above makes the transmutation of nuclear waste in conventional critical reactors very problematic. It acts very differently depending on the functional type to which the system is attached, so that each one has its own faults and qualities. It is recalled for this purpose that the subcritical nuclear systems can be functionally divided into two types shown diagrammatically with the aid of FIGS.
  • a reactor 102 on which a reactor 102 is represented, in subcritical regime, receiving external neutrons 104 products by nuclear reaction (in particular spallation) on a target 108 using a beam of charged particles 106 (for example protons) coming from an accelerator 100, powered by the electrical network 110.
  • This same network also receives the electrical energy produced from the heat generated by the subcritical reactor 102.
  • ADS Accelerator Driven System
  • the intensity of the external source of neutrons is independent of the power of the heart, and the energy necessary to supply this source is taken from an electrical network as shown in figure la.
  • the intensity of the external source which defines the power of the nuclear installation
  • the subcritical core only serves to amplify the external neutrons and the energy deposited via the fission reaction.
  • the level of subcriticality being predetermined in the nominal state, for example as a function of the safety conditions which are set, of the fuel, and of the desired thermal power. It can be adjusted during the operation of the reactor.
  • the intensity of the particle beam is predetermined according to the operating conditions requested from the reactor, then adjusted during operation by an operator.
  • ADS decoupled systems require a large source of neutrons.
  • the intensity of the external source of neutrons depends directly on the power of the heart and it is chosen in real time so that the whole system is in a critical state.
  • safety depends in particular on the following parameters: feedback coefficients, fraction of delayed neutrons and level of subcriticality.
  • the piloting of the reactor can no longer be carried out as in the previous case by action of the operator on the correspondence between the power of the core and the intensity of the external source of neutrons;
  • the piloting will be carried out by other means such as for example the reactor control rods, or a modification of the fraction of the power of the core allocated to the supply of the accelerator, or even the possible addition of '' a second source of external neutrons (optional), of much weaker power.
  • a main difference between these two systems is that, in a coupled system (ACS), the amount of external neutrons produced is predetermined in order to maintain the chain reaction in the heart, while in a decoupled system (ADS) , this intensity varies in real time in order to obtain the exact value of the power desired for the reactor.
  • ACS coupled system
  • ADS decoupled system
  • the entire nuclear system consisting of the nuclear reactor, the accelerator, the target and all of the ancillary means ensuring their functional cooperation then behaves like a critical reactor of which it has all the functional advantages, and in particular the benefit of effects of known internal feedback reactions for the latter (eg the Doppler effect, the expansion of nuclear fuel, etc.), the list of which depends on the embodiments of the nuclear reactor considered.
  • each of the two hybrid systems has its advantages and disadvantages.
  • the behavior of coupled systems is preferable from the point of view of thermo-hydraulic accidents
  • decoupled hybrid systems ADS
  • ADS decoupled hybrid systems
  • the pros and cons of these two types functionalities of hybrid systems are studied in the document “The accelerator coupled system dynamics” by A. D'angelo et al., Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 2001, but also and above all in the document “Coupling of reactor power with accelerator current in ADS Systems ”by A. Gandini, M. Salvatores and I.
  • FIG. 2 Slessarev, Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, June 7-11, 1999, Prague and Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000). They are shown diagrammatically in FIG. 2 in which the ordinate axis 200 represents the intensity of a source of charged particles and, the abscissa axis 202 represents the power of the core of the nuclear reactor.
  • the intensity of the source is constant regardless of the power of the heart.
  • P n the intensity of the source does not increase, which limits any uncontrolled increase in the power supplied by the heart.
  • Such a hypothetical embodiment has a major drawback linked to a possible electronic or human failure in the control of the particle accelerator.
  • the invention aims to achieve an ACS system whose ideal behavior in the event of an unprotected accident would be: below its nominal power, the behavior of a known ACS system, and above its nominal power, the behavior of a known ADS system.
  • the invention aims to propose a new control method which intrinsically improves the safety of a coupled system.
  • the present invention aims to provide a system combining the security advantages of intrinsically coupled systems, that is to say without requiring manual or automatic intervention. Disclosure of the invention The present invention results from the observation that, for a known accelerator of particles of a hybrid system, the intensity of the source is supposed to be proportional to the power of the reactor.
  • the invention alternatively aims to extend the reactor cycle and reduce the amount of waste generated by a nuclear power plant.
  • the amount of waste produced by a nuclear power plant is proportional to the rate of combustion of its fuel, this rate being lower the higher the safety threshold applied against an accidental transient. Consequently, by providing a nuclear system having an intrinsically increased degree of safety, the invention makes it possible to maintain, for a nuclear system, an identical degree of safety with a higher combustion rate, potentially reducing the amount of waste produced by an industrial type reactor, such as those used for the production of electricity.
  • the present invention thus aims to solve the various problems mentioned above, by allowing a self-regulating and reliable operation of a coupled system even in the presence of a large amount of actinides, which makes it possible to secure a nuclear system intrinsically. and therefore to use nuclear fuel with a higher utilization rate, or to recycle nuclear fuel.
  • the invention is based not only on the choice of an operating point minimizing the energy necessary for the production of neutrons, but more fundamentally still on the methods of adjusting the number of neutrons produced in order to control the reactor and in particular to adapt it at all times to a set power, this adjustment being made no longer by controlling the intensity of the particle beam but the energy of each of its particles.
  • This choice of the operating point (which comes down to the choice of the operating energy) naturally aims to maximize the energy efficiency of the nuclear installation by minimizing the energy cost of producing a neutron. It conforms, in the most general embodiment of the invention, to what is established in the case of spallation reactions by the document “Neutron production in bombardments of thin and thick W, Hg, Pb targets by 0.4, 0.8, 1.2, 1.8 and 2.5 GeV protons "by A. Letourneau, J. Galin, F. Goldenbaum et al in “Nuclear Instruments and Methods in Physics Research” B 170 (2000) pp. 299-322.
  • the set of these two successive reactions does indeed have an overall curve analogous to that of a spallation, but with appreciably different numerical values (in particular for E p x ), as shown in FIGS. 5a and 5b.
  • This property of existence of optimal energy although it is known, has no proper name.
  • the adjustment of the accelerator in an ACS is done by acting on the intensity of the beam I p , at constant energy of the particles, which has various advantages for the person skilled in the art: the beam acceleration and deflection structures being preset, it was possible to choose for these preliminary adjustments (configuration) operating conditions corresponding to better energy efficiency.
  • the essence of the invention consists, after having chosen the operating point minimizing the energy necessary for the production of neutrons, to continuously adjust the particle accelerator not by the beam intensity as in the prior art, but by the energy of the particles emitted. More generally, the contribution of external neutrons varies as a function of the energy of the incident particles E p charged according to a curve in FIG. 8 of the document by S. Leray cited above.
  • the power consumed in the particle accelerator P ( constant ) is kept constant, while simultaneously varying the energy of the particles and the intensity of the particle beam, as shown in FIG. 3a.
  • this value of the power P ⁇ ns will be chosen so that the power of the nuclear reactor is equal to the set value that Ton was initially set.
  • the experiment shows, in all cases, an optimal energy E p Max of the production of neutrons.
  • the invention therefore consists of a method for controlling a coupled nuclear system (ACS) comprising a nuclear reactor operating in subcritical regime and a neutron generator device using a beam of accelerated charged particles, the neutron generator providing the quantity of neutrons necessary for the maintenance of the nuclear chain reaction in the core, and the operating point of the system being chosen substantially around the optimal point where the ratio of the number of external neutrons produced, divided by the energy of the proton beam having served to produce them is maximum, this process being characterized in that the adjustment of the number of external neutrons as a function of operating fluctuations in the power of the nuclear reactor is carried out by acting on the energy of the charged particles E p generated and accelerated by the accelerator.
  • this process comprises the following stages:
  • the intensity of the neutron source will be related to the beam current value: In ⁇ ipV-v (7)
  • ⁇ * is the importance of neutrons
  • E fe is the energy delivered during a fission reaction
  • v is the average number of fission neutrons.
  • the thermal power of the subcritical core (if the energy released in the target is not taken into account) is:
  • this optimal point may be slightly marked due to a very slight slope at the highest particle energies, and possibly the inaccuracy of the measurements. .
  • T “effect Y n ” it is possible to accentuate this maximum, and therefore T “effect Y n ”, by optimizing the geometry of the target, for example in the direction of an increase in the losses of particles incident in the target. Although this decreases the efficiency of neutron production, it allows in return to benefit more from
  • T "effect Y n " we can also increase T "effect Y n " by modifying the target, either by reducing its dimensions, or by surrounding it with a possible "buffer” (buffer), the most transparent possible to neutrons already created and whose neutron conversion efficiency is lower than that of the target, or again by a combination of these two conditions.
  • This conversion efficiency must be as low as possible, and preferably less than half the conversion efficiency of the target itself.
  • 5b shows by way of example that the shapes of curves are globally the same, with three configurations corresponding to: - curve A (top): uranium 238 target, in the form of cylindrical pellet of axis of symmetry confused with Tax of the particle beam, this pellet having a diameter of 4 cm and a height of 4 cm, this target being surrounded by a "absorbent" buffer "of lead, in the shape of a cylinder axis of symmetry merged with Tax of the particle beam, this cylinder having a diameter of 40 cm and a height of 80 cm, and having an axial bore of 4 cm allowing the beam to reach the target proper located in the center of this cylinder shock absorber, - curve B (in the middle): uranium 238 target, in the form of a cylindrical pellet with an axis of symmetry merged with the particle beam tax, this pellet having a diameter of 4 cm and a height of 2 cm, this target being ent with an absorbent lead buffer identical to that of the configuration corresponding to curve A, -
  • the ACS systems according to the prior art responded by an action increasing the intensity of the proton beam, which caused the number of external neutrons to increase relatively rapidly, in accordance with curve 404 in FIG. 4.
  • the system according to the invention responds by an increase in the energy of the particles in accordance with curve 406 of FIG. 4.
  • the rise in power of the reactor is slower and, taking into account self-regulating effects such as the Doppler effect, the final value of the power of the reactor will be less, compared with the prior art.
  • this system is provided with an intrinsic safety means in addition to the other feedback effects known in the prior art since, in the event of an uncontrolled increase in the power of the core beyond the nominal operating point (that is to say corresponding to the initial conditions), the energy of the incident particles increases sufficiently to remove this operating point from its optimal value, corresponding to the maximum efficiency of the conversion . So the number of neutrons increase, but much less rapidly than it would in the case of an ACS system regulated by the intensity of the beam of charged particles. Consequently, the increase in power of the reactor is both slower and clearly more limited in amplitude than for the ACS systems according to the prior art.
  • FIG. 5a in addition to highlighting a value maximizing the yield of nuclear reactions producing neutrons, FIG. 5a shows that the invention makes it possible to define three operating regimes of the neutron source, these schemes corresponding graphically to three areas of the figure.
  • a second zone known as “potential instability” is located in the vicinity of the accelerator optimum.
  • the efficiency of nuclear reactions producing neutrons is optimal, which optimizes the energy balance of the hybrid system.
  • this regime can switch to the "dangerous" regime.
  • an evolution towards the “dangerous” regime does not compromise the security of the system because this evolution occurs during a drop in power produced by the reactor.
  • the system can become unstable in relation to negative power fluctuations, which is undesirable for the control of the system.
  • 3 - A third zone, called the “Doppler effect”, corresponds to a zone where the yield of nuclear reactions producing neutrons is very close to its optimal value, but decreases as the power required increases. This negative slope of the curve of FIG.
  • the invention also relates to a hybrid coupled nuclear system (ACS), comprising a nuclear reactor operating under regime -critical, a source of external neutrons, this source comprising an accelerated beam of charged particles, the source of neutrons providing the quantity of neutrons necessary for the maintenance of the nuclear reaction, and means capable of generating electricity from the heat produced by the nuclear core, this system being characterized in that the number of neutrons induced by the accelerator is controlled by acting on the energy E p of the particles, at constant intensity of the particle beam.
  • ACS hybrid coupled nuclear system
  • the particles are protons directed in a beam at the center of the heart, and the heart comprises a spallation target.
  • the control of this system can be done according to the prior art, for example with the control rods as well as according to other possibilities with the accelerator (the energy being supplied by network).
  • the present invention is capable of being applied to any type of nuclear reactor, since during at least part of its operating cycle, it is capable of operating in a subcritical state, made critical by the contribution of external neutrons produced. from accelerated charged particles.
  • the reactor can be fast or with thermal neutrons. It can also have critical operation during most of its operation, and have sub-critical operation, as described above, only temporarily or occasionally.
  • the invention applies to any type of subcritical nuclear reactor supplied by means of an external source having an optimum value of efficiency in its production of neutrons, and using a particle accelerator making it possible to control the energy of the particles. .
  • a particle accelerator making it possible to control the energy of the particles.
  • the invention applies to any type of subcritical nuclear reactor supplied by means of an external source having an optimum value of efficiency in its production of neutrons, and using a particle accelerator making it possible to control the energy of the particles.
  • the invention applies to any type of subcritical nuclear reactor supplied by means of an external source having an optimum value of efficiency in its production of neutrons, and using a particle accelerator making it possible to control the energy of the particles.
  • the invention applies to any type of subcritical nuclear reactor supplied by means of an external source having an optimum value of efficiency in its production of neutrons, and using a particle accelerator making it possible to control the energy of the particles.
  • the invention applies to any type of subcritical nuclear reactor supplied by means of an external source having an optimum value of efficiency in its
  • FIG. 1 Figures la and lb, already described, are functional diagrams of systems nuclear hybrids
  • FIG. 2 already described, is a diagram representing the relationships between the intensity of the spallation neutron source and the power of the core of a nuclear reactor for different hybrid systems
  • FIG. 2 is a diagram representing the relationships between the intensity of the spallation neutron source and the power of the core of a nuclear reactor for different hybrid systems
  • FIG. 3a is a diagram 300 representing , according to ordinate tax 302, the variation of the particle current emitted by an accelerator as a function of the energy E p (abscissa axis 304) of these particles, this figure 3a thus being a diagram relating to the current J p of the particles produced by an accelerator as a function of the energy of these particles for a given value of the power consumed by the accelerator,
  • FIG. 3b e st is a diagram relating to the production yield of neutrons for different combinations of energy of the particles generating these neutrons and of beam intensity, these combinations being defined with power consumed by fixed accelerator
  • FIG. 4 is a diagram comparing the increase in power d a nuclear system coupled according to the prior art with a system according to the invention
  • FIGS. 5a and 5b are diagrams representing the number of external neutrons produced standard by the energy used to produce them (y axis), as a function of the energy incident particles (x axis) an application of two embodiments of the invention: with spallation reactions for FIG. 5a, and with photonuclear reactions for FIG. 5b.
  • Figures 6a, 6b, 6c and 6d are diagrams showing the efficiency of a process according to the invention. Detailed description of the preferred embodiment: a hybrid molten salt system with spallation source
  • an ACS coupled system is provided with a molten salt core (fast spectrum with fuel circulating with Thorium support). It is assumed that the efficiency of the accelerator ⁇ a does not depend on the energy E p . According to this condition, the energy of the charged particles is proportional to the power produced.
  • the effect of reducing the excursion of the power is less important if the parameter A ⁇ increases.

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Abstract

Procédé de commande d'un système nucléaire couplé comprenant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique et un dispositif générateur de neutrons utilisant un faisceau de particules chargées issues d'un accélérateur, le générateur de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire. Ce procédé est caractérisé en ce que l'on détermine le point de fonctionnement en donnant à l'énergie EP des particules une valeur supérieure ou égale à la valeur EPMax maximisant la production de neutrons, et en ce que le réglage du nombre de neutrons s'effectue en agissant sur l'énergie des particules issues de l'accélérateur, à intensité constante du faisceau. L'invention concerne aussi le système nucléaire hybride couplé en faisant application.

Description

PROCEDE D'AMELIORATION DE LA SURETE DES SYSTEMES NUCLEAIRES HYBRIDES COUPLES, ET DISPOSITIF METTANT EN ŒUVRE CE PROCEDE
Domaine technique La présente invention se rapporte à un procédé de commande d'un système nucléaire hybride sous critique ayant une source commandée de neutrons externes et à un dispositif mettant en œuvre ce procédé, notamment pour l'amélioration de la sûreté de systèmes nucléaires hybrides, qu'ils soient affectés à la production d'énergie et/ou à la transmutation de certains éléments chimiques transuraniens présents dans les déchets nucléaires (« incinération des déchets »). Elle se rapporte également à un système nucléaire hybride faisant application de ce procédé.
État de la technique La maîtrise de la réaction nucléaire mise en œuvre dans une centrale nucléaire et la limitation de la quantité de déchets produite par cette réaction sont deux problèmes majeurs de l'industrie nucléaire, ces problèmes de sécurité et de production de déchets variant en fonction du système utilisé pour exploiter la réaction nucléaire. A cet effet, il convient de rappeler que ces systèmes peuvent être classés en fonction de leur criticité, un système étant qualifié de critique lorsque le nombre de neutrons émis par fission du combustible nucléaire est égal au nombre de neutrons disparaissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre de fissions observé pendant des intervalles de temps successifs reste constant, la criticité étant l'expression d'un équilibre exact entre les productions de neutrons par fission et les disparitions de neutrons par absorption et par fuite. Inversement, un système est qualifié de sous-critique lorsque le nombre de neutrons émis par fission est plus faible que le nombre de neutrons disparaissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre de fissions observé pendant des intervalles de temps successifs décroît et la réaction nucléaire s'atténue en intensité. Le comportement de ces systèmes est généralement caractérisé par le facteur de multiplication k qui représente la valeur moyenne du nombre de nouvelles fissions induites par les neutrons issus d'une fission initiale. On peut l'exprimer, pour un intervalle de temps donné, par le rapport entre le nombre de neutrons produit par fissions et le nombre de neutroSns disparus. Dans le cas où ce coefficient tient compte des fuites des neutrons vers les assemblages de combustible voisins ou hors du réacteur, celui-ci est qualifié d'effectif et noté fa. Pour un réacteur sous critique, fa est inférieur à 1, mais proche de 1 (typiquement de Tordre de 0,95 à 0,995). Pour un réacteur critique, fa est égal à 1. Ses variations autour de la valeur critique de 1 sont représentées par la réactivité, grandeur sans dimension définie par : Sa valeur étant très petite, elle est généralement exprimée en cent millièmes, en prenant pour unité le pcm (pour cent mille). Dans un réacteur, la réactivité est nulle lorsqu'il est critique, positive s'il est surcritique et négative s'il est sous-critique Un réacteur sous-critique doit faire appel à une source exteme de neutrons afin de maintenir la réaction nucléaire. Les neutrons apportés par cette source sont qualifiés de neutrons extemes.Cette source de neutrons exteme devant être intense, elle est généralement réalisée par des réactions nucléaires, essentiellement de spallation, induites par l'impact de particules chargées de haute énergie (0,6 à 1,2 GeV), généralement des protons ou des deutons, sur une cible composée de préférence d'éléments lourds comme par exemple du plomb, du bismuth ou de l'uranium. Ces neutrons externes doivent toutefois avoir une énergie du même ordre de grandeur que les neutrons entretenant la réaction du cœur afin d'avoir l'efficacité optimale, ce qui est aisé à réaliser avec des neutrons de spallation ; s'ils sont trop rapides, on peut les ralentir par des techniques connues de l'homme du métier. La cible de spallation se présente généralement sous forme d'un liquide plomb-bismuth contenu dans un réservoir placé au centre du cœur afin d'optimiser la probabilité de réaction avec le matériau combustible. Ce mélange se comporte du point de vue de la génération de neutrons comme le plomb, maïs présente l'avantage d'une plus grande aptitude à la liquéfaction sous l'effet de l'énergie apportée par le faisceau de particules (température de liquéfaction inférieure) à la cible. L'usage d'une cible de plomb-bismuth améliore le comportement thermique de cette cible pour le fonctionnement nominal du réacteur. Si les dimensions de cette cible sont suffisantes, on peut estimer qu'un proton de 1 GeV projeté sur une cible de plomb ou de plomb-bismuth peut ainsi générer de 20 à 25 neutrons utilisables par le réacteur. Les protons peuvent être accélérés par tout moyen apte à leur communiquer une énergie de l'ordre de quelques dizaines de mégaélectronvolts (MeV) à quelques dizaines de gigaélectronvolts (GeV). Ces moyens comportent généralement un accélérateur situé à l'extérieur du réacteur, dont le faisceau est dirigé jusqu'à la cible de spallation située dans le cœur.
Hormis la spallation, toute autre source de neutrons peut convenir. On peut citer à titre d'exemple les réactions photo-nucléaires dont le rendement de conversion est beaucoup moins élevé que les réactions de spallation. Dans ces deux cas, les neutrons produits ont une énergie comparable, adéquate pour le fonctionnement d'un système hybride. Les réactions photonucléaires sont ici considérées globalement, c'est à dire composées de deux réactions successives. La première est une réaction de Bremsstrahlung, où des électrons réagissent pour donner lieu à des photons de haute énergie selon une section efficace linéaire en fonction de l'énergie des électrons. Le spectre d'énergie des photons produits est très large, compris entre zéro et l'énergie des électrons incidents. La seconde réaction produite est la réaction photo-nucléaire proprement dite, cette seconde réaction impliquant des phénomènes analogues à une réaction de spallation . Ces réactions photonucléaires délivrent des intensités de neutrons produits inférieures (actuellement, jusqu'à environ 5.1015 neutrons/s, alors que la spallation autorise jusqu'à quelques 1018 neutrons/s). Toutefois elles impliquent des coûts très inférieurs pour la génération et l'accélération des électrons (investissement de l'installation environ dix fois inférieur), et pour l'utilisation en raison d'une haute fiabilité et du niveau de qualification moins élevé du personnel. L'installation sera beaucoup plus compacte, mais la consommation d'énergie par neutron produit sera environ trente fois plus élevée. Les réacteurs hybrides sont à priori connus pour leur aptitude à recevoir dans leur cœur une partie de déchets nucléaires, notamment les éléments radioactifs à vie longue comme des éléments transuraniens ou certains produits de fission, afin de les « incinérer » (c'est-à-dire les transmuter en noyaux stables ou radioactifs à vie courte). Cependant l'introduction des éléments transuraniens entraîne une dégradation grave de certaines propriétés très importantes pour la sûreté du réacteur nucléaire, particulièrement une diminution de la fraction de neutrons retardés et une diminution de l'effet Doppler. Cet effet Doppler est dû à la variation de la vitesse relative d'un neutron se déplaçant dans la matière par rapport aux noyaux, qui ne sont pas immobiles mais soumis à une agitation thermique. Ces petites différences de vitesse relative sont en général négligeables sauf si les sections efficaces varient très brutalement en fonction de cette vitesse relative neutron/noyau, comme c'est le cas au voisinage des pics de résonances. Une augmentation locale de la température du combustible d'un réacteur nucléaire a pour effet immédiat d'élargir les sections efficaces résonnantes de capture de neutrons d'une certaine énergie et donc de faire chuter localement le flux de neutrons. Davantage de neutrons sont capturés et donc ceux qui sont disponibles pour de nouvelles fissions sont moins nombreux. Dans ce cas, l'effet Doppler est caractérisé par un coefficient négatif et contribue à rendre les systèmes nucléaires intrinsèquement sûrs. Parmi les effets agissant sur la réactivité d'un réacteur, l'effet Doppler est le plus rapide et le plus sensible. Il constitue un facteur auto-stabilisateur essentiel à la régulation du réacteur car il est spontané et d'autant plus puissant que la perturbation (variation de la température) qui l'a créé est plus importante. Dans un réacteur nucléaire la grande majorité des réactions de fission donne lieu immédiatement à l'émission de quelques neutrons ; mais un très petit nombre de ces neutrons (moins de 1% des neutrons émis) sont dits retardés car ils sont émis par des fragments de fission avec un retard de quelques secondes en moyenne après la fission. Ce sont eux qui, par ce décalage dans le temps, permettent in fine le pilotage des réacteurs. Cette fraction de neutrons retardés est désignée par β (typiquement de l'ordre de 0,65% pour un combustible fondé sur de l'uranium 235). La valeur de la fraction des neutrons retardés β est extrêmement importante pour la sûreté et pour le pilotage d'un réacteur nucléaire, car ce paramètre (avec le temps moyen d'apparition des neutrons retardés) définit la période propre du réacteur. Celle-ci doit être suffisamment grande pour permettre la commande du système. Cette dégradation significative des paramètres de sûreté décrite ci-dessus (du coefficient Doppler et de la fraction des neutrons retardés) rend très problématique la transmutation des déchets nucléaires dans les réacteurs critiques classiques. Elle agit très différemment selon le type fonctionnel auquel est rattaché le système, de sorte que chacun présente des défauts et des qualités propres. On rappelle à cet effet que les systèmes nucléaires sous- critiques peuvent être fonctionnellement répartis en deux types schématisés à l'aide des figures la et lb, sur lesquelles sont représentés un réacteur 102, en régime sous-critique, recevant des neutrons externes 104 produits par réaction nucléaire (notamment de spallation) sur une cible 108 à l'aide d'un faisceau de particules chargées 106 (par exemple des protons) issues d'un accélérateur 100, alimenté par le réseau électrique 110. Ce même réseau reçoit par ailleurs l'énergie électrique produite à partir de la chaleur générée par le réacteur sous-critique 102. Selon un premier type de système dit découplé ou, en anglais, « Accelerator Driven System » (ADS) (figure la), l'intensité de la source exteme de neutrons est indépendante de la puissance du cœur, et l'énergie nécessaire à l'alimentation de cette source est prélevée sur un réseau électrique comme représenté sur la figure la. Dans ce système c'est l'intensité de la source exteme qui définit la puissance de l'installation nucléaire, et le cœur sous-critique ne sert qu'à amplifier les neutrons externes et l'énergie déposée via la réaction de fission. Dans de tels systèmes le niveau de sous-criticité étant prédéterminé dans l'état nominal, par exemple en fonction des conditions de sûreté que l'on se fixe, du combustible, et de la puissance thermique souhaitée. Il peut être ajusté au cours du fonctionnement du réacteur. L'intensité du faisceau de particules est prédéterminée en fonction des conditions de fonctionnement demandées au réacteur, puis ajustée en cours de fonctionnement par un opérateur. Cependant, compte tenu de leur haut niveau de sous- criticité, les systèmes découplés ADS ont besoin d'une source importante de neutrons. Cela nécessite l'utilisation de puissants accélérateurs, ce qui est économiquement pénalisant car de tels accélérateurs augmentent considérablement le coût de l'installation, mais aussi son coût de fonctionnement en consommant une fraction importante de la puissance électrique produite (à partir de quelques pour cents jusqu'à 10%) . En ce qui concerne la sûreté, il n'existe pas de contrainte, ni sur la valeur du coefficient Doppler ni sur la fraction de neutrons retardés, si le niveau de sous-criticité est suffisamment grand pour éviter toutes les conséquences négatives liées à la variation éventuelles du facteur de multiplication de neutrons keff (accident de réactivité). Néanmoins il existe un risque d'accident spécifique pour les systèmes découplés ADS : l'insertion accidentelle du courant maximal du faisceau de protons, ce qui est possible quelle que soit la puissance du cœur en raison de l'alimentation de l'accélérateur par le réseau . Selon un second type de système dit couplé ou, en anglais, Accelerator Coupled System » (ACS) ou encore « Delayed Enhanced Neutronics » (DEN) (figure lb), l'intensité de la source exteme de neutrons dépend directement de la puissance du cœur et elle est choisie en temps réel de façon à ce que le système entier se trouve dans un état critique. Dans de tels systèmes, la sûreté dépend notamment des paramètres suivants : coefficients de contre-réaction, fraction de neutrons retardés et niveau de sous-criticité. Le pilotage du réacteur ne peut plus s'effectuer comme dans le cas précédent par action de l'opérateur sur la correspondance entre la puissance du cœur et l'intensité de la source exteme de neutrons ; ici, le pilotage s'effectuera par d'autres moyens comme par exemple les barres de contrôle de réacteur, ou une modification de la fraction de la puissance du cœur affectée à l'alimentation de l'accélérateur, ou encore l'adjonction éventuelle d'une seconde source de neutrons externes (facultative), de puissance beaucoup plus faible. Une différence principale entre ces deux systèmes réside dans le fait que, dans un système couplé (ACS), la quantité produite de neutrons externes est prédéterminée afin de maintenir la réaction en chaîne dans le cœur, tandis que, dans un système découplé (ADS), cette intensité varie en temps réel afin d'obtenir la valeur exacte de la puissance souhaitée pour le réacteur. Dans les systèmes couplés la source externe de neutrons, naturellement ou artificiellement retardés par rapport au taux de fission dans le cœur, peut remplacer un déficit de neutrons retardés. Cette possibilité de suppléer à ces derniers par une source exteme donne naissance au concept d'un réacteur où on crée artificiellement un groupe de neutrons retardés ("The Neutron Potential of Nuclear Power for Long Term Radioactivity Ris Réduction", de M. Salvatores, I. Slessarev, M. Uematsu, A. Tchistiakov, Proc. GLOBAL-95 Int. Conf., Versailles, France, September 11-14, 1995, v.l, p.686). Pour accentuer le couplage entre le cœur et l'accélérateur, A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev ont proposé dans le document « Coupling of reactor power with accelerator current in ADS Systems » Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conférence, 7-11 juin 1999, Prague et Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000), d'utiliser pour l'alimentation de l'accélérateur une partie fixe f de l'énergie produite par le même système hybride, en l'occurrence le réacteur. Un tel mode de réalisation d'un système hybride assure l'arrêt intrinsèque de la source exteme de neutrons dans le cas des pannes thermo-hydrauliques ; toutefois il ne protège pas contre un éventuel incident de criticité. L'ensemble du système nucléaire constitué par le réacteur nucléaire, l'accélérateur, la cible et l'ensemble des moyens annexes assurant leur coopération fonctionnelle se comporte alors comme un réacteur critique dont il présente tous les avantages fonctionnels, et notamment le bénéfice d'effets de contre-réactions internes connus pour ces derniers (ex. : l'effet Doppler, la dilatation du combustible nucléaire, etc..) dont la liste dépend des modes de réalisation du réacteur nucléaire considéré. Des études des systèmes hybrides, dont les concepts sont présentés ci-dessus, ont montré qu'ils ont une cinétique différente, surtout pendant des situations accidentelles (ex. : extraction de barre de contrôle, rupture de la fenêtre de la cible de spallation, panne de pompe de circulation, etc..) non protégées par une intervention humaine ou par les automatismes de commande et contrôle. Par conséquent, d'éventuels transitoires non protégés se déroulent différemment dans les systèmes, ce qui a un grand impact sur la sûreté. En ce qui concerne cette dernière, chacun des deux systèmes hybrides à ses avantages et ses inconvénients. Par exemple, le comportement des systèmes couplés (ACS) est préférable du point de vue des accidents thermo-hydrauliques, par contre, des systèmes hybrides découplés (ADS) supportent mieux des accidents de réactivité (augmentation accidentelle de Reff du système). Il s'avère donc avantageux de combiner des avantages des deux types de systèmes. Les avantages et inconvénients de ces deux types fonctionnels de systèmes hybrides sont étudiés dans le document « The accelerator coupled system dynamics » de A. D'angelo et al., Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conférence, 2001, mais aussi et surtout dans le document « Coupling of reactor power with accelerator current in ADS Systems » de A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev, Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conférence, 7-11 juin 1999, Prague et Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000). Ils sont schématisés sur la figure 2 dans laquelle l'axe des ordonnées 200 représente l'intensité d'une source de particules chargées et, l'axe des abscisses 202 représente la puissance du cœur du réacteur nucléaire. Pour un système découplé ADS, l'intensité de la source est constante quelle que soit la puissance du cœur. En particulier, pour une puissance du cœur supérieure à la puissance nominale Pn, l'intensité de la source n'augmente pas, ce qui limite toute augmentation incontrôlée de la puissance fournie par le cœur. Une telle réalisation hypothétique présente œpendant un inconvénient majeur lié à une éventuelle défaillance électronique ou humaine du contrôle de l'accélérateur de particules. Dans ce cas, des accidents thermo-hydrauliques dangereux restent possibles. Pour un système couplé ACS(DEN), l'intensité de la source varie proportionnellement avec la puissance du cœur. Ainsi, pour une puissance du cœur supérieure à la puissance nominale Pn, Taugmentation de puissance du cœur induit une augmentation proportionnelle de l'intensité de la source de neutrons. De tels systèmes couplés, qui ont les avantages des systèmes critiques, en ont aussi les inconvénients. Vis-à-vis d'éventuels accidents de réactivité non-protégés, les valeurs asymptotiques d'équilibres sont définies par des effets de contre- réaction. Ces derniers étant dégradés (comme dans le cas de transmutation des déchets) la sûreté diminue aussi. L'invention vise à réaliser un système ACS dont le comportement idéal dans le cas d'un accident non-protégé serait : au-dessous de sa puissance nominale, le comportement d'un système ACS connu, et au-dessus de sa puissance nominale, le comportement d'un système ADS connu. En tout état de cause, l'invention a comme objectif de proposer un nouveau procédé de commande qui améliore intrinsèquement la sûreté d'un système couplé. La présente invention vise à fournir un système combinant les avantages en matière de sécurité des systèmes couplés de façon intrinsèque, c'est-à-dire sans requérir une intervention manuelle ou automatique. Exposé de l'invention La présente invention résulte de la constatation que, pour un accélérateur connu de particules d'un système hybride, l'intensité de la source est supposée être proportionnelle à la puissance du réacteur. Or, si l'intensité de la source de neutrons n'était pas proportionnelle à la puissance du réacteur, cette intensité pourrait augmenter de façon moins importante que Taugmentation en puissance du réacteur de telle sorte que la source ne pourrait plus soutenir cette élévation en puissance du cœur du réacteur. Par contre, même en l'absence d'une telle proportionnalité entre la puissance de la source et la puissance du réacteur, on pourrait garder l'avantage lié au fait que la diminution de la puissance du cœur entraînerait la diminution d'intensité de la source de neutrons. Un tel système hybride couplé à interdépendance non- proportionnelle entre l'intensité de la source externe et la puissance du cœur aurait des valeurs asymptotiques de la puissance et de la température limitées. Cette relation de dépendance ci-dessus proposée sur l'état asymptotique du système serait homologue à celle de Teffet Doppler. C'est pourquoi on l'appellera « effet à la Doppler » pour la partie accélérateur d'un ACS. Néanmoins, contrairement à Teffet Doppler proprement dit, un tel « effet à la Doppler » n'est pas altéré pas la présence d'actinides mineurs. Par ailleurs, l'invention vise alternativement à prolonger le cycle du réacteur et à réduire la quantité de déchets générés par une centrale nucléaire. De fait, la quantité de déchets produits par une centrale nucléaire est proportionnelle au taux de combustion de son combustible, ce taux étant d'autant plus faible que le seuil de sûreté appliqué vis-à-vis d'un transitoire accidentel est élevé. Dès lors, en fournissant un système nucléaire présentant un degré de sûreté accru de façon intrinsèque, l'invention permet de maintenir, pour un système nucléaire, un degré de sécurité identique avec un taux de combustion plus élevé, en réduisant potentiellement la quantité de déchets produite par un réacteur de type industriel, comme par exemple ceux affectés à la production d'électricité. La présente invention vise ainsi à résoudre les différents problèmes cités ci-dessus, en permettant un fonctionnement autorégulé et fiable d'un système couplé même en présence d'une grande quantité d'actinides, ce qui permet de sécuriser un système nucléaire de façon intrinsèque et, par conséquent, d'utiliser le combustible nucléaire avec un plus grand taux d'utilisation, ou encore de recycler du combustible nucléaire. Pour obtenir ce résultat, l'invention se fonde non seulement sur le choix d'un point de fonctionnement minimisant l'énergie nécessaire à la production de neutrons, mais plus fondamentalement encore sur les modalités de réglage du nombre de neutrons produits afin de piloter le réacteur et notamment de l'adapter à chaque instant à une puissance de consigne, ce réglage s'effectuant en commandant non plus l'intensité du faisceau de particules mais l'énergie de chacune de ses particules. Ce choix du point de fonctionnement (qui revient au choix de l'énergie de fonctionnement) vise naturellement à maximiser le rendement énergétique de l'installation nucléaire par minimisation du coût énergétique de production d'un neutron. Il est conforme, dans le mode de réalisation le plus général de l'invention, à ce qui est établi dans le cas des réactions de spallation par le document « Neutron production in bombardments of thin and thick W, Hg, Pb targets by 0.4, 0.8, 1.2, 1.8 and 2.5 GeV protons » de A. Letourneau, J. Galin, F. Goldenbaum et al in « Nuclear Instruments and Methods in Physics Research » B 170 (2000) pp. 299-322. En particulier, le paragraphe 4.4 « The neutron economy » établit qu'il existe une valeur optimale Ep Max de l'énergie des particules accélérées (dans la plage allant de 0.8 à 1 GeV pour l'expérience mentionnée), pour laquelle le nombre de neutrons produit par un proton incident (rendement de neutrons Yn) est optimal. Si Ton trace la courbe du nombre de neutrons produits norme par Ténergie ayant servi à les produire (Fig. 16 p. 319), on observe l'existence d'une valeur de pic correspondant à Ténergie des particules optimale Ep Max. L'existence de ce maximum est liée au fait qu'à basse énergie une fraction importante de Ténergie du faisceau incident est perdue pour ionisation. A très haute énergie une partie de Ténergie se perd sous forme de production d'autres particules que des neutrons (pions essentiellement). En plus, pour une cible dont les dimensions sont fixes, Taugmentation de Ténergie des particules incidentes accroît la probabilité des fuites des particules produisant des neutrons et, de ce fait, diminue le rendement de neutrons dans la cible. Un second document plus exhaustif arrive aux mêmes conclusions, en situant EpMax entre 1 et 1,5 GeV dans le cadre de cibles de Pb et de plaques W, avec un assemblage sous-critique d'uranium naturel modéré par de l'eau : « Nuclear data at high energy : experiment, theory and applications » de S. Leray, rapport CEA/DAPNIA/SPHN-00-67 et lecture au « Workshop on Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors : physics, design and safety », ICTP Trieste, Italie, 13 mars/14 avril 2000. On a vu que les réactions photonucléaires sont ici considérées globalement, c'est à dire composées de deux réactions successives. La première est une réaction de Bremsstrahlung, où des électrons réagissent pour donner lieu à des photons de haute énergie selon une section efficace linéaire en fonction de Ténergie des électrons. La seconde réaction produite est la réaction photo-nucléaire proprement dite, cette seconde réaction impliquant des phénomènes analogues à une réaction de spallation . L'ensemble de ces deux réactions successives a bien une courbe globale analogue à celle d'une spallation, mais avec des valeurs numériques sensiblement différentes (notamment pour Ep x), comme le montrent les figures 5a et 5b. Cette propriété d'existence de Ténergie optimale bien qu'elle soit connue, n'a pas de nom propre. On la nommera l'effet de rendement de neutrons ou « effet Yn » ou encore Teffet « à la Doppler » pour la partie accélérateur d'un système hybride. On est donc fondé à illustrer le cas général de la production de neutrons par des particules chargées à l'aide du cas particulier bien connu de la spallation induite par protons. En réalité, pour les dispositifs selon Tart antérieur, le réglage de l'accélérateur dans un ACS se fait en agissant sur l'intensité du faisceau Ip, à énergie constante des particules, ce qui présente divers avantages pour l'homme du métier : les structures d'accélération et de déviation du faisceau étant préréglées, on a pu choisir pour ces réglages préalables (paramétrage) des conditions de fonctionnement correspondant à une meilleure efficacité énergétique. L'essentiel de l'invention consiste, après avoir choisi le point de fonctionnement minimisant Ténergie nécessaire à la production de neutrons, à régler en continu l'accélérateur de particules non pas par l'intensité du faisceau comme dans l'art antérieur, mais par l'énergie des particules émises. Plus globalement, l'apport de neutrons externes varie en fonction de Ténergie des particules incidentes Ep chargés selon une courbe de la fig. 8 du document de S. Leray précité. À mesure que l'énergie Ep croît, le nombre de neutrons croît rapidement dans un premier temps au-delà du seuil de réaction. Puis, au-delà de Ténergie Ep t ax, ce nombre continue à croître mais moins rapidement. La forme de cette courbe correspondant à celle de la fig. 8 du document Leray. Si l'on norme cette courbe en divisant le nombre de neutrons produits par l'énergie ayant servi à les produire, on obtient la figure 5a montrant nettement un maximum, la forme de cette courbe correspondant à celle de la fig. 16 du document A. Letoumeau et al. précité, et à la fig. 9 du document Leray. Ces courbes de la figure 5a se retrouvent avec la même forme générale, quelle que soit la réaction choisie pour produire des neutrons à partir de particules chargées (ex. : protons, deutons, électrons). Seules varient les valeurs numériques, notamment celle de Ténergie optimale des particules EpMax. Pour une mise en œuvre plus efficace de l'invention, il faut prendre en compte en pratique non seulement le rendement de neutrons par particule incidente et par son énergie Ep, mais aussi l'importance des neutrons φ* (en anglais : « neutron importance », valeur qui décrit l'importance des neutrons externes par rapport aux neutrons du cœur) et le rendement de l'accélérateur ηa (valeur qui décrit le rapport entre énergie de particule chargée Ep et Ténergie E que l'accélérateur consomme pour accélérer cette particule). Au préalable, Ténergie optimale Ep Maκ des particules peut être déterminée empiriquement comme suit. On maintient constante la puissance consommée dans l'accélérateur de particules Pœns), tout en faisant varier simultanément Ténergie des particules et l'intensité du faisceau de particules, comme représenté sur la figure 3a . En pratique, cette valeur de la puissance Pœns sera choisie de manière à ce que la puissance du réacteur nucléaire soit égale à la valeur de consigne que Ton s'est initialement fixée. L'expérience met en évidence, dans tous les cas, une énergie optimale Ep Max de la production de neutrons. L'invention consiste donc en un procédé de commande d'un système nucléaire couplé (ACS) comprenant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique et un dispositif générateur de neutrons utilisant un faisceau de particules chargées accélérées, le générateur de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire en chaîne dans le coeur, et le point de fonctionnement du système étant choisi sensiblement autour du point optimal où le rapport du nombre de neutrons externes produits, divisé par Ténergie du faisœau de protons ayant servi à les produire, est maximal, ce procédé étant caractérisé en ce que le réglage du nombre de neutrons externes en fonction des fluctuations de fonctionnement de la puissance du réacteur nucléaire est effectué en agissant sur Ténergie des particules chargées Ep générées et accélérées par l'accélérateur. De façon préférentielle, ce procédé comporte les étapes suivantes :
1. Detenminer les conditions de fonctionnement dans lesquelles on souhaite faire fonctionner le réacteur nucléaire : niveau de sous- criticité (r0), puissance consommable à produire (thermique Pt ou électrique Peι=ηeιPth où ηeι est le rendement électrique de l'installation), quantité et nature du combustible (cette détermination fait appel au savoir-faire habituel de l'homme du métier). La réalisation préférentielle du couplage entre le cœur sous-critique et l'accélérateur se fait comme dans le document de A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev, c'est à dire une fraction fixe f de la puissance produite par le système est consommée pour alimenter l'accélérateur.
2. A partir de ces conditions, déterminer les paramètres de fonctionnement de l'accélérateur comme suit : a - Déterminer Ténergie optimale Ep"8* des particules chargées, qui vérifie l'expression : d/dEp [φ*(Ep)/7a(Ep)nEp)/Ep] = 0. (1) Cette formule prend en compte les dépendances éventuelles de Ténergie des particules incidentes EP du rendement de neutrons Y, de l'importance des neutrons φ *, du rendement de l'accélérateur ηa. b - Choisir Ténergie de fonctionnement (énergie nominale) Ep no égale ou supérieure à Ténergie optimale Ep ax : Ep nom = Ep ax + ΔEP, ΔEP > 0. (2)
La justification de l'introduction de ΔEP et la valeur à lui donner seront expliquées ultérieurement. c - Déterminer l'intensité nominale du faisceau de particules chargées, nécessaire pour obtenir la puissance nominale du réacteur Pthnom en fonction de Ténergie nominale Ep nom, du rendement de neutrons φ*(Ep nom)Y{E p nom)], (3) ainsi que la fraction de la puissance produite Pe\f consommée par l'accélérateur : m = Ep^ro y[Efisφ*(Ep nom)n£:pnom)/7a(Ep nom)/7ei]. (4)
3. Fixer la fraction f de la puissance produite par le réacteur qui est consommable par l'accélérateur, ainsi que l'intensité du faisceau des particules incidentes à des valeurs nominales en fonction des formules (3) et (4) 4. Régler le nombre de neutrons externes agissant sur Ténergie des particules Ep à intensité constante du faisceau, en fonction des fluctuations de fonctionnement de la puissance du réacteur nucléaire, selon l'expression déterminant la variation de Ténergie : Ep = /nomPeι 7a(Ep)/Ip nom (5)
On explique ci-après les formules et l'approche présentés ci- dessus. L'énergie E, qu'il faut dépenser pour accélérer une particule jusqu'à Ténergie EP, dépend du rendement de l'accélérateur ηa : Ce rendement lui-même peut dépendre de Ténergie maximale jusqu'à laquelle on accélère les particules chargées : /7a=^a(Ep). Donc la puissance consommée pour l'accélération de Jp particules par seconde, peut être exprimée par : cons≈ EpJp//7a. (6)
En tenant compte qu'une particule incidente d'énergie EP crée en moyenne Yn neutrons,, l'intensité de la source de neutrons sera liée à la valeur de courant du faisceau : In≈ipV-v (7)
L'énergie thermique Ey,, créée dans un cœur sous-critique par un neutron externe y absorbé est : Et = Efisφ7(wϋ) (8)
où est le niveau de sous-criticité ; φ* est l'importance des neutrons ; Efe est Ténergie délivrée lors d'une réaction de fission ; v est le nombre moyen de neutrons de fission. L'importance des neutrons dépend à priori de Ténergie des particules incidentes, c'est-à- dire φ*= φ*(Ep). Toutefois, dans certains systèmes on constate qu'il est possible de l'assimiler à une constante. La puissance thermique du cœur sous-critique (si on ne prend pas en compte énergie dégagée dans la cible) est:
En supposant que la puissance consommée cons est fixée, on peut choisir Ténergie optimale des particules chargées Ep = Ej** afin que la puissance du cœur soit maximale. Cette condition signifie que dPth(Ep Max)/dEp=0, d2Pth(Ep Max)/dEp2<0. Lorsque cette valeur existe, Ténergie optimale sera définie par l'expression (1).
Dans de rares cas, il se peut que ce point optimal, visible sur la figure 5b (courbe A), soit peu marqué en raison d'une pente très faible aux énergies de particules les plus élevées, et éventuellement de l'imprécision des mesures. Dans ces cas, on peut accentuer ce maximum, et donc T « effet Yn », en optimisant la géométrie de la cible, par exemple dans le sens d'une augmentation des pertes de particules incidentes dans la cible. Bien que cela diminue l'efficacité de production des neutrons, cela permet en contrepartie de profiter davantage de
T « effet Yn ». On peut aussi augmenter T « effet Yn » en modifiant la cible, soit en diminuant ses dimensions, soit en l'entourant d'un éventuel « buffer » (tampon), le plus transparent possible aux neutrons déjà créés et dont le rendement de conversion neutronique est inférieur à celui de la cible, soit encore par une combinaison de ces deux conditions. Ce rendement de conversion doit être le plus faible possible, et préférentiel lement inférieur à la moitié du rendement de conversion de la cible proprement dite. Dans le cas particulier des réactions photonucléaires, la figure 5b montre à titre d'exemple que les formes de courbes sont globalement les mêmes, avec trois configurations correspondant à : - courbe A (en haut) : cible d'uranium 238, en forme de pastille cylindrique d'axe de symétrie confondu avec Taxe du faisceau de particules, cette pastille ayant un diamètre de 4 cm et une hauteur de 4 cm, cette cible étant entourée d'un « buffer » absorbant en plomb, en forme de cylindre d'axe de symétrie confondu avec Taxe du faisceau de particules, ce cylindre ayant un diamètre de 40 cm et une hauteur de 80 cm, et comportant un alésage axial de 4 cm permettant au faisceau d'atteindre la cible proprement dite située au centre de ce cylindre amortisseur, - courbe B (au milieu) : cible d'uranium 238, en forme de pastille cylindrique d'axe de symétrie confondu avec Taxe du faisceau de particules, cette pastille ayant un diamètre de 4 cm et une hauteur de 2 cm, cette cible étant entourée d'un « buffer » absorbant en plomb identique à celui de la configuration correspondant à la courbe A, - courbe C (en bas) : cible d'uranium 238 conforme à celle de la configuration correspondant à la courbe B, et absence de « buffer » absorbant. On remarque néanmoins que la courbe A présente une quasi absence de maximum. Dans de tels cas, on peut faire apparaître un maximum par les mêmes modifications de cible que déjà vues pour les réactions de spallation . Ce mode de commande par Ténergie des particules issues de l'accélérateur conduit à ce que la source externe de neutrons ne soit plus exactement proportionnelle à la puissance du cœur. Il y a apparition d'un nouvel effet de contre-réaction «à la Doppler » pour la partie accélérateur du système hybride couplé, qui stabilise la puissance le système pendant les transitoires non protégés. Un avantage de l'invention peut être illustré en considérant une variation brusque de puissance dans un système nucléaire, par exemple dans le sens d'une augmentation des neutrons produits. Dans ce cas, il résulte une augmentation de chaleur dégagée dans le cœur, puis de Ténergie électrique qui alimente l'accélérateur. A cela, les systèmes ACS selon l'art antérieur répondaient par une action augmentant intensité du faisceau de protons, ce qui faisait croître relativement rapidement le nombre de neutrons extérieurs, conformément à la courbe 404 de la figure 4. Au contraire, selon l'invention une augmentation brusque de la puissance dans le cœur, le système selon l'invention répond par une augmentation de Ténergie des particules conforme à la courbe 406 de la figure 4. En d'autres termes, la montée en puissance du réacteur est plus lente et, compte tenu d'effets autorégulateurs tels que Teffet Doppler, la valeur finale de la puissance du réacteur sera moindre, par rapport à Tart antérieur. Ainsi, en régulant un système ACS par Ténergie des particules issues d'accélérateur, on munit ce système d'un moyen de sécurité intrinsèque s'ajoutant aux autres effets de contre-réaction connus dans Tart antérieur puisque, en cas d'augmentation incontrôlée de la puissance du cœur au-delà du point de fonctionnement nominal (c'est-à-dire correspondant aux conditions initiales), Ténergie des particules incidentes augmente suffisamment pour écarter ce point de fonctionnement de sa valeur optimale, correspondant au rendement maximal de la conversion. Ainsi le nombre de neutrons augmente, mais beaucoup moins rapidement qu'il ne le ferait dans le cas d'un système ACS régulé par Tintensité du faisceau de particules chargées. Dès lors, Taugmentation en puissance du réacteur est à la fois plus lente et nettement plus limitée en amplitude que pour les systèmes ACS selon Tart antérieur. Par ailleurs, on remarque que l'évolution des deux systèmes tend vers des puissances limites distinctes, à savoir une puissance ^connu pour un système ACS régulé par l'intensité du faisceau de particules, et une puissance Pinv telle que Pinv < connu pour un système conforme à l'invention, c'est-à-dire un système ACS régulé par Ténergie des particules. Comme on Ta vu avec la figure 5a, outre la mise en évidence d'une valeur maximisant le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons, la figure 5a montre que l'invention permet de définir trois régimes de fonctionnement de la source de neutrons, ces régimes correspondant graphiquement à trois zones de la figure. Ces régimes sont déterminés par des valeurs de l'énergie des particules Ep et correspondent à différentes réponses du rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons à des fluctuations éventuelles de la puissance du cœur et, par conséquent, à Ténergie Ep. 1 - Une première zone, dite « dangereuse», apparaît pour un accélérateur générant des particules munies d'une énergie à partir de Ténergie du seuil de la réaction et inférieure à Ep Max, qui, dans l'exemple, correspond à 1,16 GeV. Lorsque Ténergie des particules est inférieure à Ep Max, le rendement est faible, d'autant plus que Ton s'éloigne de Ep Max. En outre, une légère fluctuation de Ténergie des particules induit une très forte fluctuation du nombre de neutrons produit, ce qui rend le pilotage du système hybride très délicat. 2 - Une seconde zone, dite « d'instabilité potentielle », est située au voisinage de l'optimum de l'accélérateur. Le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons est optimal, ce qui optimise le bilan énergétique du système hybride. Toutefois ce régime peut basculer vers le régime « dangereux ». En termes de sûreté, une évolution vers le régime « dangereux » ne compromet pas la sécurité du système car cette évolution se produit lors d'une baisse de puissance produite par le réacteur. Autrement dit, le système peut devenir instable par rapport à des fluctuations négatives de la puissance, ce qui est indésirable pour le pilotage du système. 3 - Une troisième zone, dite d'« effet à la Doppler », correspond à une zone où le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons est très proche de sa valeur optimale, mais diminue au fur et à mesure que la puissance requise augmente. Cette pente négative de la courbe de la figure 5a tend à limiter le nombre de neutrons lors d'un transitoire non voulu augmentant ce nombre de neutrons : on bénéficie de façon plus favorable de Teffet régulateur de l'invention, qui agit dans le même sens que l'effet Doppler, et qui est particulièrement avantageux lorsque la présence d'actinides réduit l'influence de cet effet Doppler. Pour éviter l'instabilité potentielle de la zone 2, il vaut mieux, conformément à une réalisation préférentielle de l'invention, choisir Eprκ>m = p ax + ^
où la valeur ΔEP est choisie de manière à être plus importante que d'éventuelles fluctuations négatives de la puissance du réacteur dans le régime normal de fonctionnement du réacteur. C'est cette valeur de Ep"0™ , ainsi choisie, qui marque le début de la troisième zone représentée sur la figure 5a. L'invention concerne aussi un système nucléaire hybride couplé (ACS), comportant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique, une source de neutrons externes, cette source comportant un faisceau de particules chargées accélérée, la source de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire, et des moyens aptes à générer de l'électricité à partir de la chaleur produite par le cœur nucléaire, ce système étant caractérisé en ce que le nombre de neutrons induits par l'accélérateur est commandé en agissant sur Ténergie Ep des particules, à intensité constante du faisceau de particules. Un exemple d'une telle réalisation est fourni en tant qu'exposé détaillé du mode préférentiel de réalisation. De façon préférentielle, les particules sont des protons dirigés en faisceau au centre du cœur, et le cœur comporte une cible de spallation. Le pilotage de ce système peut se faire selon Tart antérieur, par exemple avec les barres de contrôle ainsi que selon d'autres possibilités avec l'accélérateur (Ténergie étant fournie par réseau). La présente invention est susceptible de s'appliquer à tout type de réacteur nucléaire, dès lors que pendant au moins une partie de son cycle de fonctionnement, il est apte à fonctionner dans un état sous-critique, rendu critique par apport de neutrons externes produits à partir de particules chargées accélérées. Ainsi le réacteur peut être rapide ou à neutrons thermiques. Il peut aussi avoir un fonctionnement critique pendant la plus grande partie de son fonctionnement, et n'avoir un fonctionnement sous-critique, tel que décrit ci-dessus, que de manière temporaire ou occasionnelle. De fait, l'invention s'applique à tout type de réacteur nucléaire sous-critique alimenté au moyen d'une source extérieure présentant une valeur optimale de rendement dans sa production de neutrons, et utilisant un accélérateur de particules permettant de commander Ténergie des particules. Pour utiliser l'invention dans un système nucléaire hybride couplé, seules deux conditions sont requises : d'une part que les réactions nucléaires produisant les neutrons s'effectuent selon une courbe globale présentant une valeur maximale de rendement, comme c'est notamment le cas pour la spallation et les réactions photo-nucléaires considérées globalement ; et d'autre par que l'accélérateur utilisé puisse, de manière directe ou indirecte, être piloté en énergie des particules à intensité constante du faisceau. Tout cœur de réacteur auquel on adjoint, fijt-ce de manière temporaire, une source de neutrons externes est à considérer comme un système nucléaire hybride. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront avec la description effectuée ci-dessous à titre illustratif et non limitatif en faisant référence aux figures ci-jointes sur lesquelles : Les figures la et lb, déjà décrites, sont des schémas fonctionnels de systèmes hybrides nucléaires, la figure 2, déjà décrite, est un diagramme représentant les relations entre l'intensité de la source de neutrons de spallation et la puissance du cœur d'un réacteur nucléaire pour différents systèmes hybrides, la figure 3a est un diagramme 300 représentant, selon Taxe des ordonnées 302, la variation du courant de particules émis par un accélérateur en fonction de l'énergie Ep (axe des abscisses 304) de ces particules, cette figure 3a étant ainsi un diagramme relatif au courant Jp des particules produites par un accélérateur en fonction de Ténergie de ces particules pour une valeur donnée de la puissance consommée par l'accélérateur, la figure 3b est un diagramme relatif au rendement de production de neutrons pour différentes combinaisons d'énergie des particules générant ces neutrons et d'intensité du faisceau, ces combinaisons étant définies à puissance consommée par accélérateur fixée, la figure 4 est un diagramme comparant Taugmentation en puissance d'un système nucléaire couplé selon l'art antérieur avec un système selon l'invention , Les figures 5a et 5b sont des diagrammes représentant le nombre de neutrons extérieurs produits norme par Ténergie ayant servi à les produire (axe y), en fonction de Ténergie des particules incidentes (axe x) une application de deux modes de réalisation de l'invention : avec des réactions de spallation pour la figure 5a, et avec des réactions photonucléaires pour la figure 5b. Les figures 6a, 6b, 6c et 6d sont des diagrammes montrant l'efficacité d'un procédé conforme à l'invention. Description détaillée du mode de réalisation préférentiel : un système hybride à sel fondu avec source de spallation
Dans cet exemple de réalisation de l'invention on prévoit un système couplé ACS avec un cœur à sel fondu (à spectre rapide avec combustible circulant à support Thorium). On suppose que le rendement de l'accélérateur ηa ne dépend pas de Ténergie Ep. Selon cette condition, Ténergie des particules chargées est proportionnelle à la puissance produite. Étant donné, que cette dernière est proportionnelle à la puissance consommée par l'accélérateur et en normalisant par rapport la puissance nominale, on obtient Ténergie des particules incidentes : Ep = tp œns ∞ns - ( ) Pour un combustible en Thorium, la probabilité de fission du principal isotope fissile, l'uranium 233, dépend peu de Ténergie des neutrons, on peut considérer l'importance des neutrons constante et égale à 1 : φ* = 1. La puissance du cœur Pc dans un nouvel état d'équilibre (après insertion de réactivité Δ rop) peut être trouvée à partir de l'expression: (Δ τoP+Δ FB-ro)Pc + roPœns nomY(Ep)/Y(Ep mm)=0 (11)
On décrit des effets de contre-réaction dans le cœur par un modèle linéaire : Δ re = V4FBΔPC où AfB est le coefficient de contre-réaction. On considérera que pour la production des neutrons on utilise une réaction de spallation par des protons de haute énergie (~1 GeV). Le rendement des neutrons par un proton incident dans une cible de plomb (de dimensions : diamètre D = 20cm et longueur L = 60cm, énergie des particules Ep comprise entre 0,8 et 8 GeV) peut être exprimé par la formule empirique, présentée dans le document de Pankratov et al. "Secondary Neutron Yields from Thick Pb and W Targets Irradiated by Protons with Energy 0.8 and 1.6 GeV". Proceedings of the Second International Conférence on Accelerator- Driven Transmutation Technologies and Applications, Kalmar, Sweden, V2 (1996), PP. 694-697: Vn(Ep) = -a + bEp 3/\
où Ep est mesuré en Gev et les paramètres empiriques a et b sont : a = 8,2 ; b = 29,3. Comme on le voit sur la Figure 5a, la production de neutrons est optimale pour une énergie égale à : Ep=(4a/b)4/3 = 1,16 GeV. Si Ton choisit cette énergie comme énergie nominale des protons, en cas d'augmentation de la puissance du cœur, la source extérieure n'arrivera plus à créer une quantité suffisante de neutrons pour soutenir l'état critique d'équilibre de neutrons dans le système hybride (neutrons de fission plus neutrons externes). On peut dire que le système (on peut appeler DENNY ou Delayed Enhanced Neutronics with Non-lînear neutron Yield) a un nouvel effet de contre-réaction « à la Doppler » pour la partie accélérateur (« effet Yn »), qui peut aussi être utilisé pour l'amélioration de la sûreté. Pour illustrer la grandeur de T « effet Vn», on compare à titre d'exemple, deux systèmes : d'une part un ACS avec la dépendance linéaire (conforme à Tart antérieur) entre l'intensité de la sourœ, et d'autre part un « DENNY » (conforme à l'invention). Pour décrire l'efficacité de T« effet V» on introduit le paramètre δ = pDENN pAcs ^ quj est |e rapp0r|- des puissances asymptotiques du DENNY et du ACS (DEN) après avoir introduit la même valeur de la réactivité Δ τ0p- Le fait que δ<l signifie que la puissance asymptotique dans le DENNY est moins importante que celle du système ACS. Les résultats de calcul de δ en fonction des paramètres r0 et
_V>ΓOP sont présentés sur les Rgures 6a à 6d. Trois valeurs d'énergie nominale ont été choisies : Ep mm = 1,16 GeV (a), Ep mm = 1,60 GeV (b) et Ep mm = 0,80 GeV (c). La comparaison de ces résultats permet de formuler les conclusions suivantes : l'« effet yn » augmente lorsque r0 et Δ τo augmentent. Cet effet peut être important : jusqu'à 10 ou 15% pour r0=5β. L'augmentation de Δ τ0p entraîne la saturation de cette tendance ; T« effet yn » devient plus important si Ténergie nominale des protons est augmentée au-delà de Ténergie optimale; - dans l'exemple étudié, la valeur optimale d'énergie des particules p m_κ _ -^16 GeV^ est Djen acjaptée aux transitoires d'amplitude relativement faible, ce qui est lié à la dépendance non-linéaire. L'efficacité relative de T« effet „ » vis à vis de Teffet
Doppler dépend beaucoup des paramètres thermo-hydrauliques du système hybride. Pour estimer l'influence de ces paramètres, on peut examiner la dépendance de δ du paramètre A^, qui décrit les effets de contre-réaction ainsi que les propriétés thermo-hydrauliques du système. Le résultat du calcul, présenté sur la Rgure 6d, montre que
Teffet de diminution de l'excursion de la puissance est moins important si le paramètre A^ s'accroît.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé (ACS) comprenant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique et un dispositif générateur de neutrons utilisant un faisceau de particules chargées accélérées, le générateur de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire en chaîne dans le coeur, et le point de fonctionnement du système étant choisi sensiblement autour du point optimal où le rapport entre le nombre de neutrons externes produits, et Ténergie du faisceau de protons ayant servi à les produire, est maximal, ce procédé étant caractérisé en ce que le réglage du nombre de neutrons externes en fonction des fluctuations de fonctionnement de la puissance du réacteur nucléaire est effectué en agissant sur Ténergie des particules chargées (Ep) générées et accélérées par l'accélérateur.
2. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé (ACS) conforme à la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : 1. déterminer les conditions de fonctionnement dans lesquelles on souhaite faire fonctionner le réacteur nucléaire : niveau de sous-criticité (r0), puissance consommable à produire, thermique Pt ou électrique où ηeι est le rendement électrique de l'installation, quantité et nature du combustible, 2. à partir de ces conditions, déterminer les paramètres de fonctionnement de l'accélérateur comme suit : a - déterminer Ténergie optimale Ep Max des particules chargées, qui vérifie l'expression : d/dEp [φ*(Ep)ηa(Ep)Yn(Ep)/Ep] = 0 (1) où EP est l'énergie des particules incidentes, Yn le rendement de neutrons, φ* l'importance des neutrons, et ηa le rendement de l'accélérateur, b - choisir Ténergie de fonctionnement (énergie nominale) Ep no égale ou supérieure à Ténergie optimale Ep Max : Epnom = EpMax + ^ ΔEp ≥ Qf (2 c - déterminer Tintensité nominale Ip nom du faisceau de particules chargées, nécessaire pour obtenir la puissance nominale du réacteur P h nom en fonction de Ténergie nominale Ep nom, du rendement de neutrons Yn(Ep nom), du rendement de l'accélérateur ηa(Ep nom), du nombre moyen v de neutrons de fission, de Ténergie Efls délivrée dans une réaction de fission, et de l'importance des neutrons φ*(Ep no ) pour Ténergie nominale p nom . P φ*(Ep nom)Yn(Ep nom)]. (3) ainsi que la fraction de la puissance produite par le réacteur qui est consommée par l'accélérateur : fnom= EpM r0v/[_ (Epnom)Y„ (EP nom)r,a(Epnom)riei],(4)
3. fixer la fraction f de la puissance produite par le réacteur et qui est consommable par l'accélérateur ainsi que Tintensité du faisceau des particules incidentes à des valeurs nominales selon les formules suivantes : φ!,:(Ep nom)Yn(Ep nom)], (3) om = EpnomroV/ [Efis φ*(Ep nom)Yn(Epnom)ηa(Ep nom)ηe,], (4)
4. régler le nombre de neutrons extérieurs agissant sur Ténergie des particules Ep à intensité constante du faisceau, en fonction des fluctuations de fonctionnement de la puissance du réacteur nucléaire, selon l'expression déterminant la variation de Ténergie : EP = fnomPeιηa(Ep)/IP nom. (5) 3. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à la revendication 1 ou 2, dans lequel le point de fonctionnement a une énergie EP des particules égale à la valeur optimale Ep Max de cette énergie des particules. 4. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à la revendication 1 ou 2, dans lequel le point de fonctionnement a une énergie Ep des particules supérieure à la valeur optimale Ep Max de cette énergie des particules.
5. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à la revendication 4, dans lequel le point de fonctionnement a une énergie E des particules égale à Ep Max + ΔEP, où Ep Max est la valeur optimale de cette énergie des particules et où la valeur ΔEP est choisie de manière à être plus importante que d'éventuelles fluctuations négatives de la puissance du réacteur dans le régime normal de fonctionnement du réacteur.
6. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à Tune quelconque des revendications précédentes, dans lequel les particules sont des protons, et la réaction nucléaire génératrice de neutrons est une réaction de spallation.
7. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à la revendication 6, dans lequel la cible de spallation est en plomb-bismuth, et Ténergie optimale Ep Max des protons est comprise entre 0,5 et 2,5 GeV.
8. Procédé de commande d'un système nucléaire couplé conforme à Tune quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel les particules sont des électrons, et la réaction nucléaire génératrice de neutrons est une réaction photonucléaire.
9. Système nucléaire couplé comprenant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique et un dispositif générateur de neutrons utilisant un faisceau de particules chargées accélérées, le générateur de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire, caractérisé en ce que le nombre de neutrons induits par l'accélérateur est commandé en agissant sur Ténergie EP des particules, à intensité constante du faisceau de particules.
10. Système nucléaire couplé conforme à la revendication 9, pour lequel les particules chargées sont des protons dirigés en faisceau au centre du cœur, et le cœur comporte une cible de spallation.
11. Système nucléaire couplé conforme à la revendication 9 ou 10, pour lequel Ténergie nominale EP des particules est supérieure à la valeur EPMaχ optimisant le rendement de la réaction nucléaire produisant les neutrons.
12. Système nucléaire couplé conforme à une quelconque des revendications 9 à 11, dans lequel la cible proprement dite est entourée d'un « buffer » dont le rendement de conversion est inférieur à la moitié du rendement de conversion de la cible proprement dite .
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