FR2815761A3

FR2815761A3 - Coeur de reacteur

Info

Publication number: FR2815761A3
Application number: FR0015105A
Authority: FR
Inventors: Sture Helmersson
Original assignee: Westinghouse Atom AB
Current assignee: Westinghouse Electric Sweden AB
Priority date: 2000-10-19
Filing date: 2000-11-23
Publication date: 2002-04-26
Anticipated expiration: 2006-11-23
Also published as: FR2815761B3

Abstract

La présente invention se rapporte à un premier coeur de réacteur dans un réacteur nucléaire à eau légère, dans lequel le coeur de réacteur pendant un premier cycle de fonctionnement comporte une pluralité d'assemblages combustibles, chacun des assemblages combustibles comportant une pluralité de crayons combustibles. Les crayons combustibles comportent chacun un tube formant gaine qui entoure une colonne d'un combustible nucléaire. Le combustible nucléaire dans au moins l'un des crayons combustibles comporte un absorbeur de neutrons pouvant être consommé. Pendant le démarrage du premier cycle de fonctionnement du coeur de réacteur, l'absorbeur de neutrons pouvant être consommé comporte du gadolinium enrichi. Le gadolinium est enrichi en ce qui concerne un ou plusieurs isotopes ayant une section efficace d'absorption de neutrons plus grande que la section efficace d'absorption du gadolinium apparaissant de manière naturelle.

Description

Coeur de réacteur DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention se rapporte à un premier coeur de réacteur dans un réacteur nucléaire à eau légère, dans lequel le coeur de réacteur pendant un premier cycle comporte une pluralité d'assemblages combustibles, comportant chacun une pluralité de crayons combustibles. Les crayons combustibles comportent chacun un tube formant gaine qui entoure une colonne d'un combustible nucléaire. Le combustible nucléaire dans au moins l'un des crayons combustibles comporte un absorbeur de neutrons pouvant être consommé.

ARRIERE-PLAN DE L'INVENTION
Un coeur de réacteur dans un réacteur nucléaire à eau légère, tel qu'un réacteur à eau bouillante (BWR) ou un réacteur à eau sous pression (PWR), comporte normalement plusieurs centaines de faisceaux de crayons combustibles. Chaque faisceau de crayons combustibles comporte une pluralité de crayons combustibles, les crayons combustibles comportant un tube formant gaine qui entoure une colonne d'un combustible nucléaire. La colonne de combustible nucléaire est normalement sous la forme de pastilles de combustible, les pastilles de combustible étant empilées les unes audessus des autres. Le tube formant gaine est généralement réalisé en un alliage à base de zirconium. Dans le faisceau de crayons combustibles, les crayons combustibles sont disposés entre un embout inférieur et un embout supérieur auxquels certains des crayons combustibles sont fixés.

Lorsque l'on fabrique les pastilles de crayons combustibles, un mélange d'une poudre de dioxyde d'uranium, la poudre UO2, et d'une poudre U308 est généralement utilisé. Le mélange est formé en pastilles, qui sont

pressées, frittées et rectifiées par voie humide en une dimension déterminée à l'avance.

Pour obtenir des réactions nucléaires dans le réacteur nucléaire pendant un cycle de fonctionnement complet, le coeur doit avoir une certaine réactivité en excès, c'est-à-dire une multiplication de neutrons qui est supérieure à celle à laquelle on s'attend pour un réacteur critique exact. Par cycle de fonctionnement, on entend la durée entre une première charge de seulement du combustible frais et une recharge partielle de combustible, ou la durée entre deux recharges partielles de combustible.

La réactivité en excès est ce qui est nécessaire pour compenser pour l'épuisement du combustible nucléaire pendant le cycle de fonctionnement, c'est-à-dire la consommation du matériau fissile. Comme la réactivité en excès est consommée pendant le cycle de fonctionnement, le rechargement de combustible doit être effectué à certains intervalles. Une recharge partielle a lieu lorsque la combustion dans le réacteur a atteint un niveau tel que la réactivité en excès minimale acceptable a été atteinte. Le combustible est utilisé de la meilleure manière si le rechargement de combustible est effectué successivement, et pour cette raison, approximativement 20 à 40 % des crayons combustibles sont remplacés pendant chaque recharge.

En équilibrant la quantité de combustible à remplacer ainsi que l'enrichissement du combustible de remplacement, on obtient un bond de réactivité qui permet une certaine émission d'énergie jusqu'à la recharge suivante. La réactivité en excès qui est obtenue pendant une charge ou une charge partielle d'un réacteur nucléaire doit être prise en compte. Une partie de la réactivité en excès est généralement commandée au moyen de crayons de commande pouvant être commandés. Pour commander la réactivité en excès pendant une première partie du cycle de fonctionnement, on utilise également un absorbeur de neutrons pouvant être consommé. En tant qu'absorbeur de neutrons pouvant être consommé, seules des substances ayant des sections efficaces d'absorption de neutrons très élevées sont utilisées. Les substances appropriées sont entre autres, le bore (B) ou le gadolinium (Gd) sous la forme du trioxyde de digadolinium, Gd203. La pratique normale pour des réacteurs refroidis à l'eau légère, tels que des BWR et des PWR, est d'utiliser du gadolinium. Le gadolinium est ce que l'on appelle un métal de terres rares et existe dans la nature en une pluralité

d'isotopes stables (voir le tableau 1). Les isotopes Gd-155 et Gd-157 prédominent lorsqu'on en vient à la capacité d'absorber des neutrons. Le gadolinium naturel contient environ 30 % en poids des isotopes Gd-155 et Gd-157. Gg-153, Gd-159 et Gd-161 ne sont pas inclus dans le tableau puisqu'ils sont ss instables.

L'absorbeur pouvant être consommé est mélangé avec le combustible pendant la fabrication des pastilles de combustible qui doivent contenir l'absorbeur pouvant être consommé. Les pastilles qui comportent des absorbeurs de neutrons pouvant être consommés sont placées dans une configuration définie à l'avance dans certains des crayons combustibles du réacteur. L'absorbeur de neutrons pouvant être consommé est consommé lorsque l'on capture des neutrons tout en formant de nouveaux isotopes ayant une section efficace ou droite de neutrons considérablement plus faible. La quantité des absorbeurs de neutrons et leur emplacement dans le faisceau de crayons combustibles sont conçus de manière à obtenir la vitesse de combustion souhaitée.

La section efficace d'absorption de neutrons élevée du gadolinium implique que le matériau est autoprotecteur, c'est-à-dire que des noyaux atomiques qui sont situés dans des parties extérieures de la pastille de combustible comportant du gadolinium, tout en étant eux-mêmes consommés, protègent des noyaux atomiques situés à l'intérieur de ceux-ci du fait d'être consommés. En raison de ces propriétés des isotopes, il est possible, en adaptant leur quantité et leur emplacement dans le noyau, de les utiliser pour obtenir une maîtrise souhaitée de la réactivité en excès dans l'espace et dans le temps.

Proportion <SEP> Section <SEP> efficace <SEP> d'absorption <SEP> thermique
<tb> (% <SEP> en <SEP> poids) <SEP> de <SEP> neutrons <SEP> (barn) <SEP> (1 <SEP> barn <SEP> = <SEP> 10-24 <SEP> cm3)
<tb> Gd-152 <SEP> 0,2 <SEP> 1100 <SEP> 100
<tb> Gd-154 <SEP> 2,2 <SEP> 85 <SEP> : <SEP> t <SEP> 12
<tb> Gd-155 <SEP> 14,9 <SEP> 61100 <SEP> : <SEP> t <SEP> 500
<tb> Gd-156 <SEP> 20,6 <SEP> 1,5 <SEP> 1, <SEP> 2
<tb> Gd-157 <SEP> 15, <SEP> 7 <SEP> 254300 <SEP> 2000
<tb> Gd-158 <SEP> 24,7 <SEP> 2,5 <SEP> 0, <SEP> 5
<tb> Gd-160 <SEP> 21,7 <SEP> 0,77 <SEP> 0, <SEP> 02
<tb>
Tableau 1

Les autres isotopes du gadolinium, Gd152, Gd-154, Gd-156, Gd-158 et Gd-160, d'autre part, ont une section efficace d'absorption de neutrons considérablement plus faible (voir tableau 1) et donnent une absorption faible des neutrons, et par conséquent ne sont pas autoprotecteurs. Leur vitesse d'épuisement ne peut pas par conséquent être maitrisée, de sorte que du point de vue de l'économie des neutrons, ils sont une charge. Lorsque Gd-155 et Gd-157 absorbent des neutrons, ceux-ci sont transformés en Gd-156 et Gd-158 respectivement. A partir du document de brevet américain US 5 524 033, on connaît le fait d'utiliser du gadolinium enrichi en tant qu'absorbeur pouvant être consommé ou consommé dans un assemblage combustible.

Dans le premier coeur d'un réacteur nucléaire, c'est-à-dire le premier chargement d'assemblages combustibles dans le réacteur nucléaire lorsque le coeur doit être empli de 100 % de combustible frais, l'épuisement qui peut être obtenu est déterminé par la quantité de réactivité en excès que l'on peut prendre en charge pendant le premier cycle de fonctionnement.

Toute la réactivité en excès qui peut être produite pendant le premier cycle de fonctionnement doit être capable d'être maitrisée au moyen de crayons de commande et d'autres absorbeurs, ce qui signifie que l'enrichissement moyen du premier coeur doit être considérablement plus faible que l'enrichissement moyen du combustible de remplacement pendant les opérations de reremplissage de combustible. La quantité de réactivité en excès qui est produite est fonction du temps de fonctionnement avant la première recharge c'est-à-dire que plus long est le premier cycle de fonctionnement, plus il est produit de réactivité en excès, et plus sont nécessaires des crayons de commande et des absorbeurs pouvant être consommés.

L'instant de la première recharge dans un premier coeur est déterminé par l'amplitude de la réactivité en excès qui peut être prise en charge pendant le premier cycle de fonctionnement. Pendant la première recharge, on remplace normalement 20 % du combustible. A cet instant ces 20 % de combustible ont été consommés jusqu'à un taux de consommation d'environ 30 %. Il est possible de continuer à consommer le combustible jusqu'à un taux d'épuisement supérieur, mais la prise en compte de la réactivité en excès pose problème.

Il est connu d'utiliser des plaques en bore absorbant des neutrons pour maitriser la réactivité en excès en même temps que les

crayons de commande. Les plaques de bore sont retirées après le premier cycle de fonctionnement. Il est également connu d'utiliser des absorbeurs pouvant être consommés sous la forme de Gd203 en tant qu'absorbeur supplémentaire. Le nombre de crayons de commande nécessités est réduit.

Normalement, un nombre plus grand de crayons de commande est nécessité dans le premier cycle par rapport aux cycles suivants.

Un problème qui se pose pour atteindre un taux d'épuisement suffisamment élevé pendant le premier cycle dans le premier coeur est le fait d'obtenir une quantité suffisamment grande d'absorbeur pouvant être consommé (BA) dans le combustible.

Pour obtenir un épuisement accru, la quantité de gadolinium doit être accrue dans le combustible. Cependant, une quantité accrue de gadolinium conduit à des propriétés thermomécaniques fortement détériorées pour les pastilles de combustible, notamment si le combustible doit être entraîné à des taux d'épuisement élevés.

La présente invention a pour objectif d'obtenir un premier coeur de réacteur qui pendant un premier cycle, comparé aux techniques connues, permet l'obtention de taux d'épuisement élevés d'un combustible nucléaire, une sortie d'énergie élevée et un premier cycle de grande longueur.

Cela est obtenu en ajoutant au combustible nucléaire un absorbeur de neutrons pouvant être consommé qui, lors du démarrage du premier cycle du coeur de réacteur, comporte du gadolinium enrichi qui est enrichi en ce qui concerne un ou plusieurs isotopes ayant une section efficace ou section efficace d'absorption de neutrons plus élevée que la section efficace d'absorption de neutrons du gadolinium existant de manière naturelle.

Un premier coeur de réacteur conforme à l'invention comporte une pluralité d'assemblages combustibles qui à leur tour comportent une pluralité de crayons combustibles comportant un tube formant gaine entourant une colonne de combustible nucléaire. Le combustible nucléaire dans au moins l'un des crayons combustibles comporte l'absorbeur pouvant être consommé.

En enrichissant le gadolinium en ce qui concerne l'isotope 157 de sorte que le gadolinium enrichi, lors du démarrage du premier cycle dans le premier coeur, comporte de 60 à 70% en poids de l'isotope Gd-157 comparé à normalement 15, 7 % en poids dans le gadolinium qui existe à

l'état nature, une économie de plusieurs centaines d'assemblages combustibles pendant le premier cycle du premier coeur est obtenue parce que les assemblages combustibles peuvent être utilisés pendant considérablement plus longtemps que ce qui est normal.

Pour un premier cycle dans un premier coeur de réacteur, un rechargement de combustible partiel a lieu normalement après 1,5 à 2 ans, mais il arrive aussi que le premier cycle soit au bout d'un an. Avec un premier coeur suivant l'invention, il est possible d'accroître la durée de vie de service du premier cycle jusqu'à 3 à 4 ans.

Ajouter du gadolinium enrichi en tant qu'absorbeur pouvant être consommé à un premier cycle dans un premier coeur se traduit par un effet supplémentaire comparé au fait d'ajouter du gadolinium enrichi dans des cycles suivants, comme décrit dans l'art antérieur. En utilisant du Gd-157 enrichi dans le premier cycle, des taux d'épuisement plus élevés et un rendement d'énergie plus élevé sont obtenus comparé au cas où l'on utilise du gadolinium qui n'est pas enrichi en le Gd-157.

Comme décrit dans l'art antérieur, l'isotope Gd-155, ainsi que le Gd-157, ont une grande section efficace ou droite d'absorption de neutrons.

Malgré cela, il n'est pas souhaitable d'ajouter le gadolinium qui est enrichi en Gd-155. Cela est dû au fait que le produit résiduel de Gd-155 est Gd-156 et en évitant Gd-155, une grande partie de l'absorption résiduelle, qui sinon aurait lieu dans Gd-156, est évitée. Lorsque, conformément à l'art antérieur, du gadolinium enrichi est utilisé en tant qu'absorbeur de neutrons dans les cycles suivants, des taux d'épuisement plus élevés sont obtenus mais un rendement d'énergie plus élevé n'est pas obtenu, c'est-à-dire le temps de fonctionnement pour des cycles suivants n'est pas étendu d'une manière correspondant à celle pour le premier cycle. C'est seulement lorsque tous les combustibles sont nouveaux, comme dans un premier coeur de réacteur, qu'un rendement d'énergie étendu peut être obtenu conformément à l'invention.

Un avantage de l'extension du premier cycle de fonctionnement de par exemple 1,5 an à 3 ans est qu'au moins une fermeture du réacteur pour effectuer la recharge partielle n'est pas nécessaire. La fermeture dure normalement de 1 à 2 mois. L'extension du premier cycle de fonctionnement se traduit par des gains économiques considérables.

Un autre avantage de l'extension du premier cycle de

fonctionnement de 1, 5 an à 3 ans est qu'une charge de remplacement n'a pas à être fabriquée.

Un avantage supplémentaire est que la charge partiellement épuisée, qui devrait normalement avoir été réalisée jusqu'à un taux d'épuisement d'environ 30 % seulement, peut se poursuivre en ce qui concerne sa consommation et n'a pas besoin d'être prise en compte pour être un rejet de déchets ultérieur. En outre, cela se traduit également par une grande économie de coûts.

Conformément aux avantages décrits ci-dessus, on voit que des gains très grands d'un point de vue économique peuvent être obtenus par un premier coeur de réacteur suivant l'invention.

Dans ce qui suit, des modes de réalisation de l'invention se rapportant à un premier coeur de réacteur dans un réacteur nucléaire à eau légère tel qu'un BWR ou un PWR, sont décrits, dans lesquels le coeur de réacteur pendant un premier cycle de fonctionnement comporte une pluralité d'assemblages combustibles comportant une pluralité de crayons combustibles. Les crayons combustibles comportent un tube formant gaine, qui entoure une colonne d'un combustible nucléaire, dans lequel la colonne dans au moins l'un des crayons combustibles comporte un absorbeur de neutrons pouvant être consommé. La colonne de combustible nucléaire est constituée normalement de pastilles de combustible, où les pastilles de combustible sont empilées les unes au-dessus des autres. Au démarrage du premier cycle de fonctionnement dans le premier coeur de réacteur du réacteur nucléaire, l'absorbeur de neutrons pouvant être consommé comporte du gadolinium enrichi, qui est enrichi en gadolinium 157.

Le gadolinium est enrichi de sorte que l'isotope gd-157 constitue de 60 à 70 % du gadolinium enrichi. Dans le gadolinium disponible dans la nature, l'isotope Gd-157 constitue environ 15,7 % en poids du gadolinium.

Pendant la fabrication des pastilles de combustible, le gadolinium enrichi est mélangé avec le combustible dans certaines des pastilles de combustible. Les pastilles de combustible qui comportent du gadolinium enrichi sont, au moins dans certains des crayons combustibles, disposées suivant une configuration déterminée à l'avance conformément aux techniques connues, dans le but d'obtenir un épuisement optimum du combustible. Des exemples de la manière dont les pastilles de combustible comportant des absorbeurs pouvant être consommés sont disposés dans des

crayons combustibles sont donnés par exemple dans le document de brevet des Etats-Unis d'Amérique US 3 799 839.

Le gadolinium enrichi constitue de préférence de 5 à 12 % de la quantité totale de combustible nucléaire lors du démarrage du premier cycle de fonctionnement du premier coeur de réacteur. Conformément à un autre mode de réalisation préféré, le gadolinium enrichi constitue de 7 à 10 % de la quantité totale de combustible nucléaire lors du démarrage du premier coeur de réacteur.

Claims

REVENDICATIONS

1. Premier coeur de réacteur dans un réacteur nucléaire à eau légère, dans lequel le coeur de réacteur pendant un premier cycle de fonctionnement comporte une pluralité d'assemblages combustibles, chaque assemblage combustible comportant une pluralité de crayons combustibles, dans lequel chaque crayon combustible comporte un tube formant gaine qui entoure une colonne d'un combustible nucléaire, et dans lequel le combustible nucléaire dans au moins l'un des crayons combustibles comporte une absorbeur de neutrons pouvant être consommé, caractérisé en ce que l'absorbeur de neutrons pouvant être consommé, lors du démarrage du premier cycle de fonctionnement du coeur de réacteur, comporte du gadolinium enrichi, où le gadolinium est enrichi en ce qui concerne un ou plusieurs isotopes ayant une section efficace d'absorption de neutrons plus grande que la section efficace d'absorption du gadolinium existant naturellement.

2. Premier coeur de réacteur suivant la revendication 1, caractérisé en ce que le gadolinium enrichi est enrichi en isotope de gadolinium 157.

3. Premier coeur de réacteur suivant la revendication 2, caractérisé en ce que l'isotope gadolinium 157 constitue de 60 à 70 % du gadolinium enrichi.

4. Premier coeur de réacteur suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que la quantité de gadolinium enrichi constitue de 5 à 12 % du combustible nucléaire.

5. Premier coeur de réacteur suivant la revendication 4, caractérisé en ce que la quantité de gadolinium enrichi constitue de 7 à 10 % du combustible nucléaire.