FR2880178A1 - Procede et dispositif de determination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un reacteur nucleaire et utilisation - Google Patents
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Abstract
On introduit dans une disposition parallèle aux crayons combustibles (3) d'un assemblage de combustible (1 ) avant son chargement dans le coeur du réacteur nucléaire, au moins un crayon témoin (7) présentant sensiblement le même diamètre et la même longueur qu'un crayon de combustible (3), renfermant du matériau combustible et, après une période de séjour de l'assemblage dans le coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement, on extrait le crayon témoin (7) de l'assemblage de combustible et on effectue une mesure d'un taux d'émission gamma en coups par seconde d'au moins une raie d'au moins un produit de fission contenu dans le crayon témoin (7). On calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible (1) pour chacun des points de mesure, à partir de la mesure de taux d'émission gamma.
Description
L'invention concerne un procédé et un dispositif de détermination du taux
de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire tel qu'un réacteur refroidi par de l'eau légère et en particulier d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
Les travaux pour la mise au point de cette invention ont été effectués en collaboration avec le Laboratoire d'Etude et de Mesure des Relâchements Accidentels de l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN).
Les réacteurs nucléaires tels que les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur constitué par des assemblages de combustible comportant chacun un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire tel que l'oxyde d'uranium UO2 ou le dioxyde de plutonium PuO2 ou l'oxyde d'uranium UO2 empoisonné, par exemple par du gadolinium, de l'erbium ou du borure de zirconium ZrB2.
Après un certain temps de fonctionnement du réacteur nucléaire, le combustible nucléaire fissile contenu dans les assemblages de combustible est partiellement consommé, si bien qu'il est nécessaire de remplacer au moins certains assemblages de combustible du coeur du réacteur nucléaire par des assemblages neufs.
Les assemblages de combustible usés qui sont sortis du coeur sont transportés dans une piscine de désactivation, dans laquelle ils peuvent séjourner pendant des périodes très longues, avant éventuellement d'être retraités par des procédés permettant de récupérer le matériau fissile encore présent dans l'assemblage de combustible (uranium 235) et du matériau fissile produit par l'action des neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire sur l'uranium U238 du combustible nucléaire (plutonium 239).
De manière à optimiser les conditions de retraitement du combustible usé, il peut être nécessaire ou avantageux de mesurer l'état de combustion, c'est-à-dire le taux de combustion ou d'épuisement des assemblages de combustible, ce taux de combustion étant mesuré sous la forme d'une énergie produite par la matière fissile consommée rapportée à la masse du com- bustible. Le taux d'épuisement est généralement exprimé en Méga Watt jour par tonne ou MWj/t.
Il est connu de mesurer le taux de combustion des assemblages de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire par une mesure de taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié. En effet, sous l'effet du flux de neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire, la matière fissile du combustible est fissionnée en un grand nombre d'éléments de mas-ses inférieures à la masse du matériau combustible fissile. La concentration dans le combustible de certains isotopes des produits de fission est représentative du taux de combustion du matériau combustible. La concentration de certains isotopes peut être déterminée par une mesure du taux d'émission y, c'est-à-dire par un comptage de photons émis par les produits de fission dans une certaine plage d'énergie.
Certains algorithmes permettent de calculer le taux de combustion du matériau combustible nucléaire à partir d'une mesure de taux d'émission y.
Toutefois, les méthodes fondées sur le principe de la spectrométrie y ne peuvent être utilisées que sur du combustible suffisamment refroidi après sa sortie du coeur du réacteur nucléaire. En effet, les mesures par spectrométrie y doivent être effectuées sur des isotopes à durée de vie longue bien choisis et représentatifs de la disparition des atomes de matière fissile dans le combustible nucléaire et les assemblages de combustible comportent, à leur sortie du coeur, de nombreux produits de fission à vie courte qui sont susceptibles d'interférer avec les produits de fission à vie longue qui sont utilisés pour les mesures de spectrométrie y. Les mesures effectuées sur du combustible sortant du coeur, par spectrométrie y, ne sont donc pas représentatives et il n'est pas possible de calculer de manière précise le taux d'épuisement du combustible à partir de ces mesures.
Généralement, on réalise les mesures après plus de trente jours et habituellement après plusieurs mois de séjour des assemblages de combustible dans la piscine de désactivation.
Il n'est donc possible d'obtenir des données précises concernant le retraitement des assemblages de combustible qu'après une période de désactivation assez longue, ce qui nécessite de disposer de très grandes capacités de stockage des assemblages de combustible sur le site des centra-les nucléaires, à proximité des réacteurs.
Des mesures effectuées peu de temps après la sortie des assembla- ges du coeur et, typiquement, après moins de trente jours après la sortie des assemblages du coeur, permettraient d'améliorer sensiblement le recharge-ment et le stockage des assemblages de combustibie.
En outre, des mesures effectuées rapidement après le déchargement des assemblages de combustible permettraient d'optimiser le plan d'entreposage des assemblages de combustible, par exemple dans une piscine du combustible attenante au bâtiment du réacteur nucléaire.
De même, pour le rechargement du réacteur au cours duquel on ré- alise un déplacement des assemblages de combustible entre certaines zones du coeur et le remplacement d'assemblages usagés par des assembla- ges neufs, une détermination précise et rapide du taux d'épuisement des assemblages de combustible permettrait d'optimiser le plan de repositionnement des assemblages dans le coeur du réacteur nucléaire. Une telle me-sure rapide du taux d'épuisement permettrait également de contrôler la séquence de chargement du réacteur nucléaire en identifiant clairement les assemblages mis en place dans le coeur par leur taux d'épuisement.
Des mesures rapides spécifiques peuvent en particulier permettre de distinguer différents types d'assemblages de combustible dont on réalise le chargement, par exemple des assemblages MOX (assemblages renfermant de l'oxyde de plutonium) d'assemblages classiques dont le matériau fissile est de l'uranium 235.
Un procédé rapide et précis de mesure du taux d'épuisement serait extrêmement utile, en particulier pour optimiser le plan de rechargement d'un coeur de réacteur nucléaire et pour établir une cartographie du coeur du réacteur nucléaire en trois dimensions utilisable dans un système de pilo- tage du réacteur nucléaire.
Toutefois, la réalisation de mesures suffisamment précises par spectrométrie 'y, sur des assemblages de combustible irradiés nécessiterait des temps de mesure augmentant sensiblement la durée nécessaire aux opéra- tions de rechargement d'un réacteur nucléaire et pénaliserait ainsi le temps nécessaire pour le rechargement.
Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, irradié après une période de fonctionne-ment du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission 'y d'au moins une raie d'émission 'y d'au moins un isotope d'un produit de fission d'au moins un combustible nucléaire irradié, ce procédé fournissant des mesures précises du taux de combustion sans nécessiter une immobilisation de longue durée de l'assemblage de combustible pour effectuer les mesures.
Dans ce but: - on introduit dans une disposition parallèle aux crayons de combusti- ble d'un assemblage de combustible, avant son chargement dans le coeur du réacteur nucléaire, au moins un crayon témoin présentant sensiblement le même diamètre et la même longueur qu'un crayon de combustible et renfermant du matériau combustible, et - après une période de séjour de l'assemblage de combustible dans le coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement, on extrait le crayon témoin de l'assemblage de combustible et on effectue la mesure du taux d'émission y en coups par seconde de l'au moins une raie du produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, en utilisant un détecteur de photons et un collimateur ayant un conduit rectiligne sous air dont une première extrémité est adjacente à une zone de mesure du crayon témoin et une seconde extrémité au détecteur de photons, le crayon témoin étant déplacé suivant sa direction axiale, de manière à réaliser la mesure en chacune d'une pluralité de zones de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible, et - on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de me-sure, à partir de la mesure de taux d'émission 'y.
Selon des caractéristiques plus particulières qui peuvent être prises isolément ou en combinaison: - le crayon témoin est séparé de la première extrémité du conduit du collimateur, pendant la mesure du taux d'émission y, par une lame d'eau d'une épaisseur d'au moins 5 cm et de préférence de l'ordre de 10 cm.
- on effectue la mesure de taux d'émission y sur des zones successives suivant la longueur du crayon témoin, pendant son extraction de l'assemblage de combustible.
- on effectue la mesure du taux d'émission y sur le crayon témoin, après une période de refroidissement du crayon témoin à la suite de son extraction de l'assemblage de combustible.
- on effectue la mesure du taux d'émission y sur un traceur du taux de combustion pris parmi: 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV, et 106RU à 622 keV.
L'invention est également relative à un dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, irradié après une période de fonctionnement du ré-acteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission d'au moins un combustible nucléaire irradié d'un crayon témoin introduit dans l'assemblage de combustible, caractérisé par le fait qu'il comporte un détecteur de photons au germanium de haute pureté, un espace de guidage du crayon témoin et un collimateur ayant une première extrémité adjacente au détecteur de photons et une seconde extrémité adjacente à l'espace de guidage du crayon témoin ainsi qu'une chaîne d'acquisition rapide du taux d'émission y et un calculateur de taux de combustion, à partir des taux d'émission y mesurés par le détecteur et transmis par la chaîne d'acquisition rapide.
De préférence: - le dispositif comporte un corps massif en matériau absorbant les radiations telles que le plomb dans lequel sont ménagés l'espace de guidage du crayon combustible, une cavité de logement du détecteur et un canal rectiligne constituant le collimateur.
- le dispositif comporte de plus un dispositif de refroidissement de la cavité renfermant le détecteur à une température cryogénique.
- l'espace de guidage du crayon combustible est un canal de déplacement du crayon combustible, dans une direction d'extraction de l'assemblage de combustible dans lequel est placé un dispositif de guidage, de préhension et d'extraction du crayon témoin dans la direction du canal rectili- gne.
Le procédé ou le dispositif selon l'invention peut être utilisés pour l'une des tâches suivantes: - optimisation du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire, - établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du coeur du réacteur nucléaire.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va décrire, à titre d'exemple, en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réalisation du procédé suivant l'invention pour la détermination du taux de combus- tion d'un assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, après sa sortie du coeur du réacteur nucléaire.
La figure 1 est une vue schématique montrant un dispositif de mesure de taux de combustion par spectrométrie y permettant de mettre en oeuvre le procédé de l'invention sur un assemblage de combustible disposé dans une alvéole d'un râtelier de stockage de la piscine du combustible d'un réacteur nucléaire.
La figure 2 est une vue en coupe transversale d'un assemblage de combustible pour un réacteur nucléaire à eau sous pression.
La figure 3 est une vue en coupe axiale d'un crayon témoin utilisé pour la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention.
Sur la figure 1, on voit un assemblage de combustible désigné de manière générale par le repère 1 qui a été déchargé du coeur d'un réacteur nucléaire et disposé dans une alvéole 3 d'un râtelier de stockage 4, à Pinté- rieur de la piscine du combustible d'un réacteur nucléaire remplie d'eau jus-qu'à un niveau supérieur 2.
Les assemblages de combustible pour les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau légère, par exemple de l'eau sous pression, comportent un faisceau de crayons qui sont maintenus à l'intérieur d'une ossature de l'assemblage de combustible dans des dispositions où les crayons sont tous parallèles entre eux.
Sur la figure 1, on a représenté l'assemblage de combustible 1 de manière extrêmement schématique, seul le faisceau de crayons 3 ayant été représenté par des lignes parallèles suivant la direction longitudinale du faisceau.
Sur la figure 2, on a représenté une coupe transversale (c'est-à- dire perpendiculaire à la direction longitudinale du faisceau) d'un assemblage de combustible 1 d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère. L'ossature de l'assemblage de combustible comporte en particulier des grilles-entretoises 5 constituées par des plaquettes métalliques entrecroisées délimitant entre elles des cellules à section carrée disposées suivant un réseau à mailles carrées, par exemple un réseau pouvant renfermer 17 x 17 crayons, comme représenté sur la figure 2.
Les crayons 3 du faisceau de l'assemblage de combustible sont introduits chacun dans une cellule à l'intérieur de chacune des grilles de l'assemblage de combustible réparties suivant sa direction longitudinale. De cette manière, comme il est visible sur la figure 2, les sections transversales des crayons combustibles 3 de l'assemblage de combustible sont disposées suivant le réseau à mailles carrées délimité par les grilles-entretoises 5 de l'assemblage de combustible.
Certaines positions dans le réseau à mailles carrées sont réservées pour le passage de tubes-guides 6 permettant d'assurer le guidage de crayons absorbant les neutrons de grappes de commande de la réactivité du coeur du réacteur nucléaire, à l'exception du tube-guide central 6a qui est un tube d'instrumentation destiné à recevoir une canne de mesure de flux neutronique dans le coeur du réacteur nucléaire en service ou de mesure de température.
Dans le cas d'un assemblage de combustible 17 x 17, vingt-quatre tubes-guides de crayons absorbants sont répartis dans la section de l'assemblage de combustible.
Tous les assemblages de combustible du coeur du réacteur nucléaire sont réalisés de la même manière et comportent des tubes-guides 6 et 6a dans des positions identiques. Toutefois, les tubes-guides 6a d'instrumentation centrale et les tubes 6 de guidage de grappes absorbantes ne sont utilisés que pour certains assemblages du coeur constituant respectivement les assemblages instrumentés et les assemblages placés dans le coeur dans des dispositions particulières pour recevoir des grappes de crayons absorbants.
Pour tous les autres assemblages du coeur, les tubes-guides 6 et les tubes 6a d'instrumentation centrale sont disponibles pour recevoir, éventuellement, des grappes de bouchons ou des crayons de réglage de la réactivité du coeur.
Le procédé de l'invention est mis en oeuvre par introduction d'un crayon témoin dans un tube-guide ou un tube d'instrumentation disponible d'au moins un assemblage du coeur d'un réacteur nucléaire.
Comme représenté sur la figure 3, un crayon témoin 7 qui peut être utilisé pour la mise en oeuvre de l'invention peut être réalisé dans une forme identique à un crayon combustible 3 de l'assemblage de combustible. Le crayon témoin 7 comporte une gaine 8 en alliage de zirconium renfermant une colonne 9 de pastilles en matériau combustible (par exemple en oxyde d'uranium UO2) ou un corps cylindrique en matériau contenant du combustible et fermée à ses extrémités par des bouchons 10. La colonne de pastilles de combustible 9 est maintenue à l'intérieur de la gaine du crayon par un ressort 11 intercalé entre le bouchon supérieur du crayon (destiné à venir en position supérieure à l'intérieur de l'assemblage de combustible en position verticale) et la partie supérieure de la colonne de pastilles 9.
Pour la mise en oeuvre du procédé de l'invention, on introduit, à l'intérieur de l'assemblage de combustible sur lequel on doit réaliser les mesures de taux de combustion, un crayon témoin 7, au moment du chargement de l'assemblage de combustible dans le coeur. De préférence, le crayon 7 est introduit dans un tube d'instrumentation 6a d'un assemblage de combustible non instrumenté, c'est-à-dire qui n'est pas destiné à recevoir un dispositif d'instrumentation ou encore dans un tube- guide 6 d'un assemblage de combustible qui sera placé dans le coeur dans une position d'assemblages ne recevant pas de grappes absorbantes.
Du fait qu'on ajoute un crayon de combustible à l'intérieur de l'assemblage, la réactivité de l'assemblage est légèrement augmentée. Pour limiter cette augmentation de la réactivité de l'assemblage, on peut utiliser des crayons témoins renfermant un nombre réduit de pastilles de combustible par rapport au crayon combustible 3 ou encore renfermant un matériau ayant une concentration réduite en matériau combustible, par exemple des pastilles en un mélange de zircone ZrO2 et d'oxyde d'uranium UO2.
L'assemblage de combustible 1 comportant le crayon témoin 7 est chargé dans le coeur du réacteur nucléaire et maintenu pendant un cycle de fonctionnement du réacteur.
Au déchargement du coeur, pour une opération de rechargement, à la fin du cycle de fonctionnement du réacteur nucléaire à eau sous pression, l'assemblage de combustible 1 renfermant le crayon témoin est transféré de la piscine du réacteur à la piscine du combustible, par un déplacement inverse du déplacement de l'assemblage de combustible au chargement.
Il est possible d'effectuer, éventuellement, l'extraction du crayon témoin de l'assemblage de combustible dans une phase du transfert de l'assemblage de combustible pendant laquelle l'assemblage de combustible est vertical. Toutefois, pour éviter de ralentir les opérations de déchargement du réacteur nucléaire et de mobiliser des moyens de manutention des assemblages de combustible, il est préférable d'effectuer l'extraction du crayon témoin et la mesure du taux de combustion de l'assemblage de combustible, dans le bâtiment du combustible, l'assemblage du combustible 1 étant dis-posé dans une alvéole 4a d'un râtelier de stockage 4 de la piscine du corn- bustible, comme représenté sur la figure 1.
De manière à réaliser l'extraction du crayon de combustible et simultanément la mesure du taux de combustion par spectrométrie y, c'està-dire par comptage de photons émis par un produit de fission contenu dans le crayon témoin, on peut disposer au-dessus de la piscine du combustible 2, à la verticale de l'alvéole 4a du râtelier 4 renfermant l'assemblage de combustible 1, un dispositif de mesure de taux de combustion par spectrométrie y désigné dans son ensemble par le repère 12.
Le dispositif de mesure 12 comporte en particulier un corps 14 massif en un matériau absorbant les rayonnements tel que le plomb qui est traversé, suivant toute sa longueur, par un canal 13 dont le diamètre est sensiblement supérieur au diamètre du crayon témoin 7 introduit dans l'assemblage de combustible 1 et qui a été irradié pendant le séjour de l'assemblage de combustible dans le coeur du réacteur nucléaire.
Le corps 14 du dispositif de mesure 12 qui est plongé dans l'eau de la piscine du combustible est placé dans une disposition telle que le canal 13 soit parfaitement vertical et dans le prolongement du tube-guide dans lequel a été placé le crayon témoin 7.
A l'intérieur du canal 13, est disposé un moyen 15 de préhension, de guidage et d'extraction du crayon 7 qui peut être constitué sous la forme d'un tube ayant un diamètre inférieur au diamètre du canal 13 solidaire, à sa partie inférieure, des moyens de préhension du crayon témoin par l'intermédiaire de son bouchon supérieur 10 tel qu'une pince, et comportant des moyens de manoeuvre à distance de la pince. Le dispositif de préhension et de guidage 15 du crayon témoin est relié, à sa partie supérieure, à un moyen de levage qui permet de soulever et de déplacer dans la direction verticale le crayon témoin 7 fixé à l'extrémité du dispositif de préhension et de guidage 15. A l'intérieur du corps massif 14 du dispositif 12 est ménagée une cavité 16 destinée à recevoir un détecteur de photons 17. Une partie démontable du corps 14 permet d'accéder à la cavité 16 pour mettre en place le détecteur de photons 17.
Comme il sera expliqué plus loin, pour réaliser des mesures sur un crayon témoin d'un assemblage de combustible peu refroidi, on doit utiliser un détecteur d'un type particulier fonctionnant à des températures cryogéniques. De ce fait, un dispositif de refroidissement tel qu'un compresseur 18 est relié à la cavité 16 pour permettre son refroidissement à une température cryogénique. A l'intérieur du corps 14 du dispositif de mesure 12 est égale- ment réalisé un canal rectiligne 19 dans une direction perpendiculaire au canal 13 ayant une première extrémité débouchant dans la cavité 16 du détecteur 17 et une seconde extrémité adjacente au canal 13.
Le détecteur 17 est relié à une chaîne d'acquisition rapide du taux d'émission y mesuré qui est reliée à un calculateur 21 comportant des moyens de traitement des mesures de taux d'émission y transmises par la chaîne 20, pour calculer un taux de combustion à partir du taux d'émission, par des logiciels adaptés, comme il sera expliqué plus loin. Le dispositif de mesure 12 comporte de plus un automate 22 de guidage du crayon témoin 7 qui est relié au moyen de déplacement du système de préhension et de gui- dage 15 et au calculateur 21.
L'automate de guidage 22 permet de réaliser un déplacement très précis du crayon témoin dans la direction verticale, de manière qu'on puisse effectuer des mesures successives suivant la direction longitudinale du crayon, dans des zones de longueur réduite (1 mm à 2 mm) venant en vis-à-vis pendant le déplacement du crayon avec le collimateur 19 dont la largeur d'ouverture est comprise entre 1 mm et 2 mm.
Le crayon témoin 7 dont le combustible fissile a été fissionné pendant le séjour de l'assemblage de combustible dans le coeur du réacteur nucléaire renferme des produits de fission sur lesquels il est possible de réali- ser des mesures de spectrométrie y.
Il est avantageux, comme expliqué plus haut, de réaliser les mesures de taux d'émission y et d'en déduire les taux de combustion de l'assemblage de combustible, peu de temps après le déchargement de l'assemblage de combustible et par exemple de 5 à 15 jours après la sortie du coeur. Cependant, l'assemblage de combustible est dans un état peu refroidi, de telle sorte que des interférences entre les produits de fission à vie courte et les produits de fission à vie longue sur lesquels on réalise la mesure peuvent se produire et rendre la mesure non représentative.
Il peut être préférable, dans certains cas, d'extraire le crayon témoin de l'assemblage de combustible, pendant le transfert de l'assemblage de combustible et de laisser le crayon témoin se refroidir pendant un temps suffisant pour obtenir des mesures représentatives par spectrométrie y. Le transfert et le traitement de l'assemblage de combustible dont on a extrait le crayon témoin ne sont en aucune manière tributaires du temps de refroidissement du crayon témoin avant les mesures.
Pour réaliser des mesures significatives de taux de combustion sur un crayon témoin dans des conditions peu refroidies, il est nécessaire d'utiliser un détecteur 17 au germanium ultra pur (Ge HP) qui doit fonctionner à une température cryogénique.
II est nécessaire également de choisir soigneusement l'isotope du produit de fission qui est pris en compte pour les mesures et la raie du spec- tre d'émission des photons sur laquelle on réalise la mesure.
On a pu sélectionner des traceurs qui peuvent être utilisés pour effectuer des mesures de taux de combustion significatives sur un assemblage peu refroidi. Ces traceurs sont les suivants: 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV, et 106RU à 622 keV.
De préférence, la mesure est réalisée de manière qu'une lame d'eau d'une épaisseur d'au moins 5 cm et de préférence de l'ordre de 10 cm soit intercalée entre l'extrémité du collimateur 19 et le crayon témoin 7 qui est déplacé à l'intérieur du corps 14 du dispositif de mesure par spectrométrie y 12.
De ce fait, on réalise de préférence la mesure sous le niveau 2 de la piscine du combustible.
La chaîne d'acquisition rapide 20 transmet au calculateur 21 de traitement, successivement, les comptages effectués dans chacune des zones du crayon témoin déplacé en vis-à-vis du collimateur 19.
Le calculateur de traitement 21 utilise plusieurs logiciels pour déterminer le taux d'épuisement du combustible, à partir du comptage des pho- tons émis par le traceur choisi parmi l'un des traceurs mentionnés plus haut. Tout d'abord, le calculateur 21 comporte un logiciel de calcul d'auto-atténuation, c'est-à-dire un logiciel permettant de corriger les mesures en fonction de l'atténuation due au matériau entourant le combustible nucléaire dans la zone de mesure sur laquelle a été réalisé le comptage.
Le calculateur 21 utilise également un logiciel de calcul du taux d'épuisement à partir du comptage des photons, compte tenu des calculs d'auto-atténuation, appelé code d'évolution.
La détermination du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible prend en compte des mesures de taux d'émission effectuées suivant la longueur du crayon témoin 7.
Généralement, il est nécessaire d'effectuer le comptage dans cha- cune des zones de mesure du crayon témoin 7, pendant une durée supérieure à 30 secondes et généralement de l'ordre d'une minute.
Le taux de combustion de l'assemblage de combustible ou la répartition du taux de combustion suivant la direction longitudinale de l'assemblage de combustible sont déterminés à partir des taux de combustion mesurés sur le crayon témoin, en tenant compte de sa position dans l'assemblage de combustible.
On dispose ainsi d'informations qui peuvent être utilisées par exemple pour optimiser et contrôler le chargement du coeur du réacteur nucléaire ou pour établir une cartographie en trois dimensions du taux d'épuisement dans le coeur du réacteur nucléaire. Dans ce cas, on dispose, dans chaque assemblage de combustible d'un ensemble d'assemblages de mesure répartis dans la section du coeur (généralement seize assemblages de combustible), un crayon témoin qui est extrait de l'assemblage de combustible et éventuellement refroidi avant qu'on effectue les mesures de tauxd'émission et la dé- termination de taux de combustion à partir des taux d'émission.
L'invention ne se limite pas strictement au mode de réalisation qui a été décrit.
C'est ainsi que la mesure du taux d'émission y sur le crayon témoin peut être effectuée dans une partie quelconque des installations nucléaires, sur le site du réacteur nucléaire ou en dehors du site du réacteur.
Il est possible d'utiliser, à la place d'une mesure du taux d'émission d'une raie du spectre d'émission y d'un isotope, le rapport des taux d'émis- sion y de deux raies de deux isotopes des produits de fission, par exemple le rapport134Cs/137Cs dans certains types d'application.
Les mesures de spectrométrie y sur le crayon témoin qui sont réalisées de préférence sous eau, comme décrit plus haut, peuvent être égale-5 ment réalisées dans l'air, à l'intérieur d'une cellule chaude.
L'invention s'applique à tout assemblage de combustible comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium.
Claims (10)
1.- Procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission d'au moins un combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait: - qu'on introduit dans une disposition parallèle aux crayons de combustible (3) d'un assemblage de combustible (1), avant son chargement dans le coeur du réacteur nucléaire, au moins un crayon témoin (7) présentant sensiblement le même diamètre et la même longueur qu'un crayon de combustible et renfermant du matériau combustible, et - qu'après une période de séjour de l'assemblage de combustible dans le coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement, on extrait le crayon témoin de l'assemblage de combustible et on effectue la mesure du taux d'émission y en coups par seconde de l'au moins une raie de l'au moins un produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, en utilisant un détecteur de photons (17) et un collimateur (19 ayant un conduit rectiligne sous air dont une première extrémité est adjacente à une zone de me-sure du crayon témoin (7) et une seconde extrémité au détecteur de photons, le crayon témoin étant déplacé suivant sa direction axiale, de manière à ré- aliser la mesure en chacune d'une pluralité de zones de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible, et - qu'on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de mesure, à partir de la mesure de taux d'émission y.
2.- Procédé de détermination suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le crayon témoin (7) est séparé de la première extrémité du conduit du collimateur (19), pendant la mesure du taux d'émission y, par une lame d'eau d'une épaisseur d'au moins 5 cm et de préférence de l'ordre de 10 cm.
3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on effectue la mesure de taux d'émission y sur des zones successives suivant la longueur du crayon témoin (7), pendant son extraction de l'assemblage de combustible (1).
4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on effectue la mesure du taux d'émission y sur le crayon témoin (7), après une période de refroidissement du crayon témoin (7) à la suite de son extraction de l'assemblage de combustible (1) .
5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait qu'on effectue la mesure du taux d'émission y sur un traceur du taux de combustion pris parmi: 44Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 37Cs à 661 keV, et 1 6Ru à 622 keV.
6.- Dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un fais- ceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission d'au moins un combustible nucléaire irra- dié d'un crayon témoin (7) introduit dans l'assemblage de combustible (1), caractérisé par le fait qu'il comporte un détecteur de photons (17) au germanium de haute pureté, un espace (13) de guidage du crayon témoin (7) et un collimateur (19) ayant une première extrémité adjacente au détecteur de photons (17) et une seconde extrémité adjacente à l'espace (13) de guidage du crayon témoin (7) ainsi qu'une chaîne (20) d'acquisition rapide du taux d'émission y et un calculateur (21) de taux de combustion, à partir des taux d'émission y mesurés par le détecteur (17) et transmis par la chaîne d'acquisition rapide (20).
7.- Dispositif selon la revendication 6, caractérisé par le fait qu'il comporte un corps massif (14) en matériau absorbant les radiations tels que le plomb dans lequel sont ménagés l'espace (13) de guidage du crayon combustible (7), une cavité (16) de logement du détecteur (17) et un canal recti- ligne (19) constituant le collimateur.
8.- Dispositif suivant la revendication 7, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus un dispositif (18) de refroidissement de la cavité (16) renfermant le détecteur (17) à une température cryogénique.
9.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 7 et 8, caractérisé par le fait que l'espace de guidage (13) du crayon combustible (7) est un canal de déplacement du crayon combustible (7), dans une direction d'extraction de l'assemblage de combustible (1) dans lequel est placé un dispositif (15) de guidage, de préhension et d'extraction du crayon témoin (7) dans la direction du canal rectiligne (13).
10.- Utilisation d'un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 5 ou d'un dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 à 9 pour l'une des tâches suivantes: - optimisation du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire, - établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du coeur du réacteur nucléaire.
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