FR2498759A1 - Procede pour tester l'integrite de la gaine d'un tube metallique obture et procede pour identifier les barres de combustible nucleaire perforees dans un assemblage de combustible nucleaire - Google Patents

Procede pour tester l'integrite de la gaine d'un tube metallique obture et procede pour identifier les barres de combustible nucleaire perforees dans un assemblage de combustible nucleaire Download PDF

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Abstract

L'INVENTION CONCERNE UN PROCEDE POUR TESTER L'INTEGRITE DE LA GAINE DES BARRES COMBUSTIBLES D'UN REACTEUR NUCLEAIRE. LE PROCEDE CONSISTE A MONTER A L'INTERIEUR DE CHAQUE BARRE 12, ET NOTAMMENT DANS LE CHAPEAU EXTREME 26 DE CHAQUE BARRE 12, UN TAMPON 40 EN MATIERE CONDUCTRICE DU COURANT ELECTRIQUE, MAIS DONT LA CONDUCTIVITE ELECTRIQUE CHANGE LORSQUE CETTE MATIERE EST EXPOSEE A L'EAU. UNE SONDE 42 A COURANTS DE FOUCAULT PRODUIT INITIALEMENT UN SIGNAL CARACTERISTIQUE D'UNE BARRE 12 EXEMPTE D'HUMIDITE ET, LORSQUE DE L'HUMIDITE S'EST INFILTREE A L'INTERIEUR D'UNE TELLE BARRE 12, MODIFIANT LA CONDUCTIVITE DE LA MATIERE DU TAMPON 40, LA SONDE 42 PRODUIT UN SIGNAL DIFFERENT. LA MATIERE DU TAMPON 40 PEUT ETRE DU ZIRCONIUM OU DU FERRITE DE ZIRCONIUM, PAR EXEMPLE. DOMAINE D'APPLICATION: CONTROLE DES BARRES DE COMBUSTIBLE DE REACTEURS NUCLEAIRES.

Description

L'invention concerne le combustible d'un réac-
teur nucléaire, et plus particulièrement l'inspection pour la recherche de défauts de barres de combustible nucléaire gainées. Dans des réacteurs nucléaires de puissance moder-- nes à eau légère, le coeur comprend généralement plus de
cent assemblages de combustible rapprochés les uns des au-
tres et contenant chacun un ensemble de plus de cent barres combustibles distinctes. Les barres combustibles sont en
général des tubes obturés et allongés en"Zircaloy" conte-
nant une colonne de pastilles de dioxyde d'uranium. La sûreté de fonctionnement du réacteur exige que l'intégrité de la gaine de "Zircaloy" soit maintenue pendant toute la durée de combustion de chaque barre combustible. Cependant, il arrive parfois que des perforations apparaissent dans la gaine pendant le fonctionnement. Bien que chaque assemblage combustible ait généralement une combustion s'étendant sur un total d'environ trois cycles, ou d'environ trois années, les assemblages du coeur du réacteur sont habituellement réarrangés tous les ans pendant l'opération de changement de
combustible. Au cours de l'opération de changement de com-
bustible, les assemblages peuvent être retirés du coeur et inspectés afin que le combustible présentant des défauts soit détecté. L'inspection est généralement très complexe et longue, car elle doit être effectuée à distance, sous l'eau, et la plupart des barres de l'assemblage ne se trouvent pas sur la périphérie de cet assemblage et ne sont
donc pas aisément accessibles. Il serait beaucoup trop coû-
teux de démonter, inspecter et reconstituer chaque assem-
blage que l'on suspecte de contenir une ou plusieurs barres combustibles présentant des fuites. Il serait nécessaire de disposer d'un procédé permettant d'inspecter rapidement
toutes les barres combustibles d'un assemblage afin d'iden-
tifier celles dont le gainage a été troué, permettant à
l'eau de refroidissement de pénétrer dans la barre.
L'invention a donc pour objet un procédé pour identifier rapidement et de façon simple des barres
combustibles défaillantes au cours d'opérations routi-
nières de changement de combustible. Le procédé selon l'invention est compatible avec les conceptions actuelles du combustible et des assemblages combustibles, et il ne demande pas un accroissement important du coût des maté- riaux ou de la fabrication des assemblages combustibles existants.
L'invention concerne donc un procédé pour tes-
ter l'intégrité de la gaine d'une barre de combustible nucléaire, dont la première étape consiste à fabriquer une barre combustible obturée sur laquelle est monté un
tampon en matière électriquement conductrice. Cette ma-
tière est d'un type subissant un changement permanent de
conductivité électrique lorsqu'elle est exposée à l'eau.
L'étape suivante consiste à produire un signal de courants
de Foucault caractéristique de la barre exempte d'humidité.
La barre est ensuite chargée dans le coeur comme faisant partie d'un assemblage combustible. Après avoir produit de l'énergie, l'assemblage est enlevé pour être inspecté, et un signal de courant de Foucault est de nouveau obtenu à partir de la barre. Les signaux de courants de Foucault
sont comparés pour déterminer si une infiltration d'humi-
dité a oxydé ou autrement altéré la conductivité du tampon,
suffisamment pour changer notablement le signal caracté-
ristique.
Dans la forme préférée de réalisation de l'in-
vention, de la laine de zirconium, analogue à celle que l'on trouve dans des ampoules classiques de lampe-éclair pour photographie, est fixée aux chapeaux extrêmes des barres de combustible nucléaire et est exposée à la
zone libre située au-dessus des pastilles de combustible.
Toute infiltration d'eau provoque une oxydation de la laine et la transforme en une poudre qui, en fait, disparaît du chapeau et de l'espace libre. Le signal de courant
Foucault correspondant à cet état oxydé est très diffé-
rent du signal caractéristique provenant d'une barre
exempte d'humidité, contenant la laine de zirconium.
Etant donné que les extrémités supérieures des
barres combustibles d'un assemblage sont généralement ac-
cessibles pendant un changement de combustibleet étant donné que le signal de sonde correspondant à une barre défectueuse peut être aisément identifié par l'opérateur
de la sonde, l'inspection de chaque assemblage peut s'ef-
fectuer de manière simple et commode, en peu de temps.
Il n'est pas nécessaire d'enlever ou de laisser les bar-
res et ces dernières peuvent être inspectées simultané-
ment, en grande quantité.
L'invention sera décrite plus en détail en
regard du dessin annexé à titre d'exemple nullement limi-
tarif et sur lequel: la figure 1 est une élévation partielle d'un assemblage de combustible nucléaire typique; et
la figure 2 est une coupe longitudinale partiel-
le d'une barre de combustible nucléaire, la sonde associée
à courants de Foucault suivant l'invention étant représen-
tée schématiquement.
La figure1 représente la partie supérieure d'un
assemblage 10 de combustible nucléaire comportant un grou-
pe carré de barres combustibles 12 à gaine de "Zircaloy",
porté et supporté par plusieurs grilles carrées 14, espa-
cées axialement les unes des autres et fixées à plusieurs
tubes 16 de guidage. Un raccord extrême supérieur 18 com-
porte une tige 20 de verrouillage qui est vissée dans un
bossage 22 du tube 16 de guidage, et un ensemble 24 à res-
sorts hélicoïdaux maintient l'assemblage en position pen-
dant le fonctionnement du réacteur.
Lors d'une opération typique de changement de
combustible du réacteur, chaque assemblage est, à un cer-
tain moment, enlevé du coeur et maintenu sous l'eau o
l'inspection des barres combustibles peut être effectuée.
Il convient de noter que les barres combustibles 12, si-
tuées profondément dans l'ensemble de 14 x 14 barres, ne peuvent être inspectées aisément. Par exemple, si l'on suspecte qu'au moins une barre 12 située à l'intérieur de cet ensemble présente une fuite, il peut être nécessaire de démonter l'assemblage pour isoler et vérifier cette barre défectueuse. Dans l'assemblage 10 representé, les tiges 20 peuvent être dévissées et soulevées de l'assembla- ge, en même temps que l'ensemble 24 à ressorts, afin de
mettre à découvert les chapeaux extrêmes 26 des barres cm-
bustibles. Les barres suspectes peuvent ensuite être sou-
levées de l'assemblage et inspectées afin que les défauts
en soient détectés.
Selon l'invention et comme montré sur la figure 2, un procédé plus simple pour identifier rapidement et aisément des barres combustibles défectueuses évite les
inconvénients et les délais associés aux techniques clas-
siques de l'inspection du combustible. Une barre combusti-
ble unique 12 est représentée en coupe partielle montrant une pastille combustible 28, un disque 30 et un élément élastique 32 du type ^C^ destiné à maintenir élastiquement
une force exercée vers le bas sur la colonne de pastilles.
Une zone libre 34 est établie à l'intérieur de l"extremité supérieure du tube ou de la gaine 36 de "Zircaloy', cette
zone étant obturée par un chapeau extrgme soudé 26 en "Zir-
caloy'. Un tampon ou comprimé 40 de laine de zirconiua est fixé a une cavité 38 ménagée dans le chapeau extrême 26 et
s'étend dans la zone libre 34. Le changement de conducti-
vité électrique du tampon 40, par suite d'une humidité excessive due à une détérioration de la barre combustible,
conrstatue la base du fonctionnement de la présente inven-
tion. Le changement de conductivité peut être aisément dé-
terminé par un dispositif classique à courants de Foucault,
tel que représenté par la sonde 42.
Comme montré également sur la figure 1, dans le
mode préféré de mise en oeuvre de l'invention, chaque nou-
velle barre combustible 12 réalisée pour être introduite
dans un assemblage neuf 10 est obturée par un chapeau ex-
trêne 26 dans lequel est monté un tampon ou comprimé 40 d'une matière métallique poreuse ou fibreuse, conductrice du courant électrique, d'un type subissant un changement
permanent de conductivité électrique lorsqu'elle est ex-
posée à l'eau. Etant donné qu'une détérioration du combus-
tible se produit généralement, le cas échéant, alors que la barre combustible 12 produit de l'énergie dans un coeur de réacteur nucléaire, le processus de transformation du tampon commence au moment o de l'eau ou de la vapeur d'eau de refroidissement pénètre dans la barre 12, en un point quelconque de sa longueur active, et est immédiatement surchauffée dans l'espace 44 par contact avec la surface
de la pastille combustible 28, dont la température est gé-
néralement d'environ 8160C. La vapeur d'eau s'élève dans l'espace 44, dont la température est en général d'au moins 5380C, jusqu'à la zone libre 34 o elle entre en contact avec le tampon 40 et l'oxyde, ce tampon étant généralement à une température d'au moins 3990C. Ainsi, la conductivité du tampon 40 doit être modifiée de façon permanente dans ces conditions, même si aucune transformation significative n'apparait dans les conditions ambiantes. Du zirconium, du
ferrite de zirconium et d'autres matériaux à base de zirco-
nium conviennent et d'autres métaux peuvent convenir à di-
vers degrés.
Après que le nombre nécessaire de barres combustibles
12 a été réalisé, ces barres sont reliées les unes aux au-
tres pour former un assemblage combustible neuf 10. Avant ou après que les barres combustibles soient groupées en un assemblage, et avant que ce dernier soit chargé dans le coeur du réacteur, une sonde 42 à courants de Foucault est
placée autour du chapeau extrême 26 d'au moins une des bar-
res combustibles et une exploration extérieure est réalisée.
Le signal de sortie, caractéristique d'une barre combusti-
ble sèche etnouvellement Pabriauàe (moins d'environ 10 ppm d'H20) est ainsi établi. Avec un comprimé 40 de laine de
zirconium, la différence entre les signaux de sonde prove-
nant d'une barre sèche et d'une barre défectueuse est si importante qu'il suffit d'effectuer une mesure de référence sur une barre sèche. Les signaux de sortie des sondes de
toutes les autres barres sèches sont tout à fait similai-
res. L'assemblage 10 est ensuite placé dans un coeur de réacteur nucléaire o il produit de l'énergie de fis- sion pendant au moins un cycle de combustion. Entre deux
cycles, le combustible du coeur est changé et les assem-
blages peuvent être inspectés. Habituellement, les assem-
blages sont inspectés séparément dans une piscine, à l'extérieur du caisson du réacteur. Selon l'invention, la sonde 42 à courants de Foucault est placée sur un chapeau
extrême 26 sur deux des barres de l'assemblage afin de dé-
terminer si une des barres est défaillante. La défaillance d'une barre est mise en évidence par les signaux de sortie de la sonde, notablement différents, obtenus lorsque la laine de zirconium est devenue de l'oxyde de zirconium qui n'est pas conducteur du courant électrique. Le tampon peut
même avoir été réduit en poudre et disparu de l'espace li-
bre en tombant le long de la colonne de pastilles.
On peut voir sur la figure 1 qui représente l'as-
semblage combustible typique, qu'un espace est prévu entre les chapeaux extrêmes 26 et les parties du raccord extrême supérieur 24 qui empêchent tout accès direct aux chapeaux extrêmes par-dessus l'assemblage. Dans cet assemblage, toutes les barres combustibles 12 de l'ensemble en carré
peuvent être inspectées au moyen d'une sonde 42 convenable-
ment coudée. De préférence, plusieurs barres 12 sont ins-
pectées simultanément à l'aide de plusieurs sondes 42. Si certaines barres 12 ne sont pas accessibles, le raccord
extrême supérieur 18 peut être enlevé pour mettre à décou-
vert 1_s chapeaux extrêmes 26, par dévissage de la tige 20
de verrouillage et soulèvement de l'ensemble 24 à ressorts.
Cependant, malgré cet inconvénient, l'invention permet
d'inspecter toutes les barres combustibles 12 de l'ensem-
ble, sans qu'il soit nécessaire de retirer certaines de ces barres des assemblages 10. Avec les techniques classiques qui reposent sur l'inspection de la totalité de la surface
des barres, les barres intérieures ne sont pas mises à dé-
couvert afin de pouvoir être inspectées sur toute leur lon-
gueur, même lorsque l'ensemble 24 à ressorts est retiré.
Lorsque, comme c'est le cas dans la forme préfé-
rée de réalisation de l'invention, on se base sur l'ins-
pection d'une seule barre sèche pour établir un signal caractéristique pour un grand nombre de barres disposées dans de nombreux assemblages 10, toutes les barres 12 doivent évidemment contenir des tampons 40 ayant sensiblement la
même forme générale et la même masse.
Il convient de noter que l'invention n'est pas
limitée à la forme de réalisation décrite précédemment.
Par exemple, le tampon 40 peut être placé en tout autre point de la barre 12, par exemple à l'extrémité inférieure si cette position est plus accessible pour une inspection
après irradiation. Le tube peut être réalisé en acier ino-
xydable ou en tout autre métal conducteur. De plus, l'in-
vention peut être adaptée à l'inspection de barres combus-
tibles ou d'autres tubes obturés en cours de fabrication afin de déterminer si les barres possèdent une teneur en
eau ou en vapeur d'eau trop élevée pour être acceptable.
Le choix de la matière du tampon et de la surface volumi-
que donnée au tampon dépend des conditions dans les-
quelles de l'eau, sous une pression relativement élevée,
s'infiltre dans une barre défectueuse.
Il va de soi que de nombreuses modifications peuvent être apportées au procédé décrit et représenté
sans sortir du cadre de l'invention.
RJENDICRTIONS
1. Procédé pour tester l'intégrité de la gaine d'un tube métallique obturé, caractérisé en ce qu'il consiste:
(a) à fabriquer un tube obturé à l'intérieur du-
quel est monté un tampon(40) en matière conductrice du cou- rant électrique, cette matière étant du type subissant un changement permanent de conductivité électrique lorsqu'elle est exposée à l'eau; (b) à explorer extérieurement le tube à l'aide d'une sonde (42) à courants de Foucault, à l'emplacement du
tampon, afin d'établir un signal de sortie de sonde carac-
téristique du tube exempt d'humidité; (c) à placer le tube dans de l'eau de manière que la pression extérieure exercée par l'eau soit supérieure à la pression intérieure du tube; (d) à explorer extérieurement le tube à l'aide d'une sonde (42) à courants de Foucault, à l'emplacement du tampon; (e) à comparer les signaux de sortie de sonde obtenus lors des étapes (b) et (d) pour déterminer si la conductivité du tampon a changé, ce changement indiquant
l'entrée d'eau à travers la gaine.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le tampon est réalisé en une matière métallique fibreuse, le tampon pouvant notamment être réalisé en une
matière à base de zirconium.
3. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le tube obturé est une barre (12) de combustible
nucléaire, réalisée en "Zircaloy".
4. Procédé pour identifier des barres de conbusti-
ble nucléaire perforées dans un assemblage de combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il consiste: (a) à fabriquer plusieurs barres obturées (12) de combustible nucléaire renfermant chacune, à une première extrémité, un tampon (40) de matière conductrice du courant électrique, cette matière étant d'un type qui subit un changement permanent de conductivité électrique lorsqu'elle est exposée à l'eau; (b) à fabriquer un assemblage combustible (10) en fixant les unes aux autres lesdites barres combustibles
parallèlement les unes aux autres et à une certaine distan-
ce les unes des autres; (c) à explorer extérieurement ladite première extrémité d'au moins une barre combustible à l'aide d'une sonde (42) à courants de Foucault pour établir un signal de sortie de sonde caractéristique d'une barre combustible exempte d'humidité; (d) à irradier l'assemblage combustible dans un réacteur nucléaire de puissance refroidi par eau;
(e) à explorer extérieurement ladite première ex-
trémité de chacune des barres combustibles de l'assemblage à l'aide d'une sonde (42) à courants de Foucault; (f) à comparer les signaux de sortie de sonde obtenus lors de l'étape (e) au signal caractéristique d'une barre exempte d'humidité tel qu'établi lors de l'étape (c); et (g) à identifier toutes barres combustibles fuyant dans l'assemblage combustible, en utilisant l'effet produit sur le signal de sonde par le changement permanent
de la conductivité du tampon par suite de l'oxydation de la-
dite matière du tampon.
5. Procédé suivant la revendication 4, caractérisé en ce que la matière du tampon est poreuse, cette matière
pouvant notamment être un métal à base de zirconium, le tam-
pon pouvant plus particulièrement être réalisé en une matière
telle que le zirconium et le ferrite de zirconium.
6. Procédé suivant la revendication 4, caractérisé en ce que l'étape (e) est effectuée pendant un changement de
combustible du réacteur.
7. Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'étape (a) consiste à monter le tampon dans le chapeau extrême 26,de la barre combustible et en ce que les étapes (c) et (e) consistent à placer la sonde à courants de Foucault
autour du chapeau extrême de la barre.
8. Procédé selon la revendication 6, caractérisé en ce que l'étape (a) (nst à monter un tampon (40) de zirconium
fibreux dans le chapeau extrême (26) de la barre combusti-
ble. 9. Procédé selon la revendication 8, caractérisé en ce que les étapes (c) et (e) consistent à placer la sonde autour des chapeaux extrêmes des barres combustibles, l'éta- pe (e) pouvant notamment être effectuée alors que toutes les barres combustibles sont dans l'assemblage, et l'étape (d)
pouvant notamment consister à irradier l'assemblage combus-
tible dans un réacteur nucléaire de puissance à eau sous
pression, dans lequel la température interne des barres com-
bustibles est d'au moins 5380C.
10. Procédé selon l'une des revendications 4 et 6,
caractérisé en ce que tous les tampons ont sensiblement la
même masse et la même forme.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0143542A1 (fr) * 1983-10-28 1985-06-05 Westinghouse Electric Corporation Dispositif de détection d'éléments combustibles défectueux

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4558344A (en) * 1982-01-29 1985-12-10 Seeq Technology, Inc. Electrically-programmable and electrically-erasable MOS memory device
US5418823A (en) * 1994-01-04 1995-05-23 General Electric Company Combined ultrasonic and eddy-current method and apparatus for non-destructive testing of tubular objects to determine thickness of metallic linings or coatings
US7388369B2 (en) * 2004-11-30 2008-06-17 Electric Power Research Institute, Inc. Method and apparatus for measuring hydrogen concentration in zirconium alloy components in the fuel pool of a nuclear power plant

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1470386A (fr) * 1966-01-11 1967-02-24 Commissariat Energie Atomique Procédé de contrôle non destructif par courants de foucault de tubes conducteurs de l'électricité, et appareil correspondant
FR2222732A1 (fr) * 1973-03-23 1974-10-18 Siemens Ag
US3940313A (en) * 1972-04-03 1976-02-24 Siemens Aktiengesellschaft Device for detecting defective nuclear reactor fuel rods
FR2365185A2 (fr) * 1973-03-23 1978-04-14 Kraftwerk Union Ag Procede pour le reperage des barreaux combustibles defectueux dans les reacteurs nucleaires

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3037924A (en) * 1945-07-30 1962-06-05 Edward C Creutz Jacketed body
NL264559A (fr) * 1960-05-09
US3625823A (en) * 1968-07-09 1971-12-07 Babcock & Wilcox Co Nuclear fuel rod
US3666625A (en) * 1969-12-16 1972-05-30 Westinghouse Electric Corp Device for detection and location of failed nuclear fuel elements
BE791725A (fr) * 1971-11-22 1973-05-22 Jersey Nuclear Avco Isotopes Chapeau d'extremite pour un element de combustible de reacteur nucleaire
BE792373A (fr) * 1971-12-08 1973-03-30 Gen Electric Cartouche de combustible nucleaire
US3813286A (en) * 1972-05-08 1974-05-28 Transfer Systems Fuel element with failure indicator
US3846235A (en) * 1972-11-03 1974-11-05 Transfer Systems Failure indicator for nuclear reactor fuel element
US3832577A (en) * 1973-06-22 1974-08-27 Ibm Threshold extraction circuitry for noisy electric waveforms
JPS54148596A (en) * 1978-05-15 1979-11-20 Hitachi Ltd Measuring method of moisture in package cavity
JPS551530A (en) * 1978-06-21 1980-01-08 Hitachi Ltd Moisture detecting method in package cavity

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1470386A (fr) * 1966-01-11 1967-02-24 Commissariat Energie Atomique Procédé de contrôle non destructif par courants de foucault de tubes conducteurs de l'électricité, et appareil correspondant
US3940313A (en) * 1972-04-03 1976-02-24 Siemens Aktiengesellschaft Device for detecting defective nuclear reactor fuel rods
FR2222732A1 (fr) * 1973-03-23 1974-10-18 Siemens Ag
FR2365185A2 (fr) * 1973-03-23 1978-04-14 Kraftwerk Union Ag Procede pour le reperage des barreaux combustibles defectueux dans les reacteurs nucleaires

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0143542A1 (fr) * 1983-10-28 1985-06-05 Westinghouse Electric Corporation Dispositif de détection d'éléments combustibles défectueux

Also Published As

Publication number Publication date
FR2498759B1 (fr) 1985-06-28
US4402904A (en) 1983-09-06

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