FR2919954A1 - Procede pour controler la criticite d'une installation a cycle du combustible nucleaire, procede de production d'une poudre de dioxyde d'uranium, barreau de combustible pour reacteur, et assemblage de combustible - Google Patents
Procede pour controler la criticite d'une installation a cycle du combustible nucleaire, procede de production d'une poudre de dioxyde d'uranium, barreau de combustible pour reacteur, et assemblage de combustible Download PDFInfo
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Abstract
L'invention concerne un procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire qui comprend les étapes de production d'un combustible pour réacteur par addition de moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ; et de contrôle du facteur de multiplication des neutrons efficace d'un système de dioxyde d'uranium dans une étape de manipulation du combustible pour réacteur pour qu'il soit inférieur ou égal au maximum d'un facteur de multiplication des neutrons efficace du système de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, un procédé de production d'une poudre de dioxyde d'uranium, un barreau de combustible pour réacteur et un assemblage de combustible.
Description
ARRIERE-PLAN DE L'INVENTION
Domaine de l'invention La présente invention concerne un procédé pour contrôler la criticité d'installations à cycle du combustible nucléaire, un procédé de production de poudres de dioxyde d'uranium (poudres de UO2) qui sont des combustibles pour réacteur (UO2), un barreau de combustible pour réacteur introduit dans un réacteur nucléaire, et un assemblage de combustible. La présente invention concerne en particulier un procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire, comme une installation de fabrication de combustible ou une installation de stockage de combustible frais, utilisant un barreau de combustible pour réacteur fabriqué au moyen d'une poudre de UO2 contenant moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium (Gd203), un procédé de production d'une poudre de UO2, un barreau de combustible pour réacteur, et un assemblage de combustible. De plus, la présente invention couvre un procédé pour contrôler la criticité d'un fût de transport/stockage de combustible usé ou d'une piscine de stockage de combustible pour stocker l'assemblage de combustible.
Etat de la technique Pour augmenter la puissance et prolonger la période de fonctionnement des centrales nucléaires et pour augmenter leur efficacité économique en supprimant le nombre d'assemblages de combustible usés dans le futur, l'enrichissement de l'uranium du combustible est de préférence augmenté. L'augmentation de l'enrichissement de l'uranium du combustible réduit le nombre d'assemblages de combustible frais et le nombre d'assemblages de combustible usés par unité d'électricité produite et réduit également largement les coûts du cycle du combustible.
Les installations pour fabriquer des assemblages de combustible pour les réacteurs à eau ordinaire du commerce sont habituellement conçues pour passer avec succès un examen de sécurité pour la sécurité de criticité des combustibles ayant un enrichissement de l'uranium pouvant atteindre 5 % en masse. L'examen de sécurité est réalisé selon la directive "KAKOU SHISETSU NO TAMENO ANZEN SHINSA SHISHIN (manuel d'examen de sécurité pour une installation de traitement de l'uranium spécifique)", par laquelle la construction de telles installations est approuvée. Les piscines de stockage de combustible et les fûts de transport/stockage de combustible usé sont évalués concernant la sécurité de criticité sur la base du concept ci-dessus. Les combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse (appelés dans la suite "combustibles pour réacteur à plus de 5 /o") sont strictement régulés conformément à la directive "TOKUTEI NO URAN KAKOU SHISETSU NO TAMENO ANZEN SHINSA SHISHIN (manuel d'examen de sécurité pour une installation de traitement de l'uranium spécifique)". Pour utiliser les combustibles pour réacteur à plus de 5 %, des changements de conception et/ou des modifications d'appareillage sont nécessaires pour une étape de fabrication sous l'angle du contrôle de la criticité. Des changements de conception et/ou des modifications d'appareillage sont nécessaires aussi pour une étape de transport du combustible frais, une étape de stockage du combustible frais, une étape de transport du combustible usé et une étape de stockage du combustible usé. Ceci peut compenser la réduction des coûts du cycle du combustible dus à l'augmentation de l'enrichissement des combustibles pour réacteur. Pour les piscines de stockage de combustible et les fûts de transport/stockage de combustible usé, la manipulation des assemblages suivants peut être limitée du fait du contrôle de criticité, c'est-à-dire les assemblages de combustible incluant des barreaux de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ou les assemblages de combustible existants ayant un enrichissement maximum de 5 % en masse ou moins. Ceci peut nécessiter des modifications des appareillages.
Pour utiliser les combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, de tels changements de conception et/ou de telles modifications d'appareillage qui sont nécessaires pour chaque étape entraînent une augmentation des coûts, de sorte qu'ils peuvent compenser la réduction des coûts du cycles du combustible dus à l'augmentation de l'enrichissement des combustibles pour réacteur comme décrit ci-dessus. Des mesures doivent être prises contre ce problème. Pour l'utilisation des combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, la limite supérieure de l'enrichissement de l'uranium des combustibles pour les réacteurs à eau ordinaire du commerce est d'environ 10 % en masse pour des raisons pratiques. Les résultats de l'examen de telles mesures ont montré que des modifications des appareillages sont nécessaires pour les étapes de manipulation des combustibles à base d'uranium, ne contenant pas de poison combustible, ayant un enrichissement supérieur à 5 % en masse dans les installations de fabrication de combustible. Pour le transport et le stockage des assemblages de combustible frais et usés, la modification des fûts de transport et des appareillages de transport peut être évitée en utilisant l'effet supprimant la réactivité (dû à l'oxyde de gadolinium) d'une haute concentration (plusieurs pour-cent en masse) d'oxyde de gadolinium, qui est un poison combustible largement utilisé pour les assemblages de combustible contenant un poison combustible.
Lors de la mise en oeuvre des mesures ci-dessus, le type et la concentration d'un poison combustible ajouté à des combustibles pour réacteur sont importants. L'oxyde de gadolinium, qui est un poison combustible largement utilisé pour les barreaux de combustible pour les réacteurs à eau ordinaire, a une section efficace d'absorption des neutrons importante et un grand effet supprimant la réactivité. L'oxyde d'erbium (Er203) et le bore (B) ont une section efficace d'absorption des neutrons thermiques inférieure à celle du gadolinium (Gd) et sont efficaces pour garantir la sécurité de criticité d'une manière telle qu'une faible quantité d'oxyde d'erbium est ajoutée à des pastilles de UO2 comme décrit dans le document de brevet 1, ou
bien le bore est utilisé pour revêtir les surfaces de pastilles de UO2 ou les surfaces internes des tubes de gainage de combustible comme décrit dans le document de brevet 2. Comme le montrent les figures 1 à 3, qui sont décrites dans le document non-brevet 1, Er-167, B-10 et Gd- 157, qui est un isotope de Gd, ont une section efficace d'absorption des neutrons thermiques d'environ 640, 3840 et 254 080 barns (10-28 m2), respectivement, à la température ambiante (0,025 eV). C'est-à-dire que les sections efficaces d'absorption des neutrons thermiques de Er-167 et B-10 sont bien inférieures à celle de Gd-157.
Si un poison combustible est ajouté à un combustible pour réacteur, le poison combustible reste dans le combustible pour réacteur à la fin d'un cycle de fonctionnement selon le type de poison combustible, de sorte qu'il peut entraîner une perte de réactivité d'un coeur de réacteur. Ainsi, il est difficile d'obtenir la réduction des coûts du cycle du combustible due à l'augmentation de l'enrichissement des combustibles pour réacteur. (Documents de l'état de la technique cités ci-dessus) Document de brevet 1 : Publication de demande de brevet japonais non examinée n 2004-177241 Document de brevet 2 : Publication de demande de brevet japonais non examinée n 4-212093 Document non-brevet 1 : Nuclear Data Center at Japan Atomic Energy Agency, JENDL-3.3, [en ligne], disponible sur l'internet <URL: http://wwwndc.tokai-sc.jaea.go.jp/jendl/j33/J33_J.html> Document non-brevet 2 : Nuclear Materials Regulation Division / Nuclear Safety Bureau / Science and Technology Agency, "Nuclear Criticality Safety Handbook", Nikkan-shobou, 1988 Document non-brevet 3: Thermal and Nuclear Power Engineering Society, "Atomic Fuel Cycle and Disposa! Treatment", 1986 30 RÉSUMÉ DE L'INVENTION La présente invention a été réalisée compte tenu des circonstances rencontrées dans l'état de la technique mentionné ci- dessus, et un but de la présente invention concerne un procédé pour 35 contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire et un procédé de production d'une poudre de dioxyde d'uranium dans le
but de réduire l'impact sur le contrôle de la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire par addition d'une petite quantité d'oxyde de gadolinium, qui est un poison combustible à grande section efficace d'absorption des neutrons, à un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et d'augmenter l'efficacité économique en utilisant la réduction des coûts du cycle du combustible due à l'augmentation de l'enrichissement du combustible pour réacteur. Dans le contrôle de la criticité des piscines de stockage de combustible et des fûts de transport/stockage de combustible usé, la manipulation des assemblages suivants peut être limitée ; c'est-à-dire : les assemblages de combustible incluant des barreaux de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ou des assemblages de combustible ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins ou un enrichissement de l'uranium proche de 5 % en masse parmi les assemblages de combustible contenant un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium maximum de 5 % en masse ou moins. Un but de la présente invention est de réduire l'impact sur le contrôle de la criticité d'une piscine de stockage de combustible et d'un fût de transport/stockage de combustible usé, compte tenu du fait qu'un barreau de combustible pour réacteur contenant une grande quantité ou une faible de quantité d'oxyde de gadolinium est traité dans une étape de fabrication de combustible.
Les buts ci-dessus et d'autres buts peuvent être atteints selon la présente invention en fournissant, dans un aspect, un procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire, comprenant les étapes de : production d'un combustible pour réacteur en ajoutant moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ; et contrôle du facteur de multiplication des neutrons efficace d'un système de dioxyde d'uranium dans une étape de manipulation du combustible pour réacteur pour qu'il soit inférieur ou égal au maximum d'un facteur de multiplication des neutrons efficace du système à
dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 /o en masse. Dans l'aspect ci-dessus, le procédé peut inclure en outre l'étape de fixation d'une quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse de telle sorte que le maximum du facteur de multiplication des neutrons efficace de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 /o en masse soit inférieur ou égal à celui de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, clans les maximums des facteurs de multiplication des neutrons efficaces spécifiés par les contraintes pour garantir la sous-criticité du contrôle de masse sans manipuler aucun combustible ayant une masse dépassant une valeur prédéterminée liée à la conception de la sécurité de criticité ou du contrôle de la géométrie, sans manipuler aucun combustible ayant une taille dépassant une valeur prédéterminée liée à la conception de la sécurité de criticité dans toute la plage des concentrations d'uranium dans des conditions de submersion complète telles que les espaces entre les particules de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse sont remplis d'eau et les particules sont entourées par de l'eau pour une installation de fabrication de combustible. On peut souhaiter en outre que la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse ait un enrichissement de l'uranium pouvant atteindre 10 % en masse et que la teneur d'oxyde de gadolinium dans le combustible pour réacteur soit située dans une plage de 305 à 915 ppm. A ce sujet, la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse est proportionnelle à son enrichissement de l'uranium qui dépasse 5 % et la constante de proportionnalité est déterminée en divisant par cinq la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 10 % en masse.
Dans un autre aspect de la présente invention, il est fourni aussi un procédé de production d'une poudre de dioxyde d'uranium
comprenant les étapes de : reconversion de l'hexafluorure d'uranium ; et ajout d'une solution aqueuse de nitrure de gadolinium à une solution d'uranium traitée dans une étape de reconversion de manière à produire une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse. Dans un autre aspect de la présente invention, il est fourni aussi un procédé de production une poudre de dioxyde d'uranium comprenant les étapes de : préparation d'un premier mélange de poudres en ajoutant environ 1 h à 10 % en masse d'oxyde de gadolinium à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ; et préparation d'un mélange de poudres en ajoutant la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse au premier mélange de poudres en plusieurs étapes de manière à produire une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 /o en masse. Dans encore un autre aspect de la présente invention, il est fourni aussi un barreau de combustible pour réacteur comprenant : un tube de gainage de combustible cylindrique incluant un bouchon d'extrémité inférieure soudé à son extrémité inférieure ; des pastilles de combustible cylindriques garnissant l'intérieur du tube de gainage de combustible ; un ressort de compression placé dans une partie creuse supérieure du tube de gainage de combustible, pour compresser élastiquement les pastilles de combustible ; et un bouchon d'extrémité supérieure soudé à l'extrémité supérieure du tube de gainage de combustible, où les pastilles de combustible sont formées à partir d'une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse. Dans un autre aspect encore de la présente invention, il est fourni aussi un assemblage de combustible pour un réacteur à eau ordinaire comprenant : un premier barreau de combustible pour réacteur, ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 0,1 % en masse ou plus, pour contrôler la réactivité et la distribution de puissance d'un
coeur de réacteur en fonctionnement ; et un second barreau de combustible pour réacteur qui contient des pastilles de combustible formées à partir d'une poudre de dioxyde d'uranium, contenant moins de 0, 1 % en masse d'oxyde de gadolinium, ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et qui a la même configuration que celle d'un barreau de combustible pour réacteur, le second barreau de combustible pour réacteur étant un barreau de combustible pour réacteur comprenant un tube de gainage de combustible cylindrique incluant un bouchon d'extrémité inférieure soudé à son extrémité inférieure, des pastilles de combustible cylindriques garnissant l'intérieur du tube de gainage de combustible, un ressort de compression, placé dans une partie creuse supérieure du tube de gainage du combustible, pour compresser élastiquement les pastilles de combustible, et un bouchon d'extrémité supérieure soudé à l'extrémité supérieure du tube de gainage de combustible, où les pastilles de combustible sont formées à partir d'une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 /o en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse. L'assemblage de combustible peut inclure en outre un 20 troisième barreau de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins. Dans encore un autre aspect de la présente invention , il est fourni aussi un procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire, comprenant : le contrôle de la criticité 25 d'une piscine de stockage de combustible ou d'un fût de transport/stockage de combustible usé pour stocker l'assemblage de combustible mentionné ci-dessus ou un assemblage de combustible qui inclut seulement le troisième barreau de combustible pour réacteur mentionné ci-dessus et qui a une teneur en oxyde de gadolinium de 30 0,1 % en masse ou plus, où la sous-criticité de la piscine de stockage de combustible ou du fût de transport/stockage de combustible usé est garantie de telle manière que le facteur de multiplication des neutrons efficace de l'assemblage de combustible est supposé comme étant le facteur de multiplication des neutrons efficace maximum d'un 35 combustible pour réacteur sur toute la période de combustion du combustible pour réacteur.
Selon la présente invention, une faible quantité d'oxyde de gadolinium, qui est un poison combustible ayant une grande section efficace d'absorption des neutrons, est ajoutée uniformément à un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, de sorte que les influences sur les mesures pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire peuvent être réduites. En outre, l'efficacité économique peut être augmentée en utilisant la réduction des coûts du cycle du combustible due à l'augmentation de l'enrichissement du combustible pour réacteur. Dans le cas où il existe des contraintes sur le contrôle de la criticité quand un assemblage de combustible est manipulé dans une piscine de stockage de combustible ou un fût de transport/stockage de combustible usé, les influences sur les mesures pour le contrôle de la criticité peuvent être réduites compte tenu du fait qu'un barreau de combustible pour réacteur contenant une faible quantité ou une grande quantité d'oxyde de gadolinium est traité dans une étape de fabrication de combustible. La nature et d'autres caractéristiques de la présente 20 invention apparaîtront plus clairement à la lecture de la description suivante faite en référence aux dessins annexés.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS Dans les dessins annexés 25 la figure 1 est un graphique montrant la relation entre la section efficace d'absorption des neutrons (10-28 mz (barns)) et l'énergie des neutrons (eV) de Gd-157 ; la figure 2 est un graphique montrant la relation entre la section efficace d'absorption des neutrons (10-28 mz (barns)) et 30 l'énergie des neutrons (eV) de Er-167 ; la figure 3 est un graphique montrant la relation entre la section efficace d'absorption des neutrons (10-28 m2 (barns)) et l'énergie des neutrons (eV) de B-10 ; la figure 4 est un graphique montrant une technique pour 35 fixer la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à une poudre de UO2 utilisée dans un procédé, selon un premier mode de réalisation de la
présente invention, pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire ; la figure 5 est un graphique montrant la relation entre la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à des poudres de UO2 utilisées dans le procédé selon le premier mode de réalisation et l'enrichissement de l'uranium (5 % à 10 % en masse) de poudres de UO2; la figure 6 est un diagramme montrant un procédé conventionnel de production d'une poudre de UO2 par reconversion de UF6 par un procédé d'extraction par solvant utilisé dans un procédé pour produire une poudre de UO2 selon un second mode de réalisation de la présente invention ; la figure 7 est un diagramme montrant le procédé selon le second mode de réalisation dans lequel une faible quantité d'une solution aqueuse de nitrate de gadolinium est utilisée dans une étape de production d'une poudre de UO2 par reconversion de UF6 par un procédé d'extraction par solvant de sorte qu'un mélange de poudres d'oxyde de gadolinium et de UO2 est préparé ; la figure 8 est une illustration montrant une technique pour ajouter de l'oxyde de gadolinium à une poudre de UO2 traitée dans une étape de fabrication de combustible du procédé selon le second mode de réalisation la figure 9 est une vue en coupe schématique d'un barreau de combustible pour réacteur, selon un troisième mode de réalisation de la présente invention, incluant des pastilles de combustible produites à partir d'une poudre de UO2 contenant une faible quantité d'oxyde de gadolinium ; la figure 10 est une illustration montrant la configuration d'une disposition bidimensionnelle d'un exemple de conception d'un assemblage de combustible de remplacement conventionnel (utilisé pendant un cycle de fonctionnement de deux ans, ayant une combustion moyenne d'environ 70 GWd/t, soit 70 gigawatt.jour/tonne), ayant un enrichissement moyen de l'uranium d'environ 6,2 % en masse, pour des réacteurs à eau bouillante et montrant aussi qu'un assemblage de combustible, selon un quatrième mode de réalisation, incluant des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen
de poudres de UO2 qui contiennent une faible quantité, par exemple moins de 0,1 /o en masse, d'oxyde de gadolinium et qui ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ; la figure 11 est une illustration montrant le facteur de multiplication infini d'un exemple de conception d'un assemblage de combustible de remplacement conventionnel, ayant un enrichissement moyen de l'uranium d'environ 6,2 % en masse, pour des réacteurs à eau bouillante et montrant aussi qu'un assemblage de combustible, selon le quatrième mode de réalisation, incluant des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 qui contient une faible quantité, par exemple moins de 0,1 % en masse, d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, les assemblages de combustible de remplacement étant en fonctionnement (fraction de vides de 40 %) ; la figure 12 est un graphique montrant la relation entre la teneur en oxyde de gadolinium et l'enrichissement de l'uranium (enrichissement de l'uranium de 5 /o à 10 % en masse) d'une poudre de UO2 contenue dans l'assemblage de combustible selon le quatrième mode de réalisation ; la figure 13 est une vue de dessus schématique montrant des barreaux de combustible pour réacteur, ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, contenant une faible quantité d'oxyde de gadolinium, les barreaux de combustible pour réacteur étant disposés dans un assemblage de combustible pour des réacteurs à eau pressurisée, l'assemblage de combustible étant une modification de l'assemblage de combustible selon le quatrième mode de réalisation ; la figure 14 est un graphique qui illustre un procédé, selon un cinquième mode de réalisation de la présente invention, pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire et qui montre la relation entre le facteur de multiplication des neutrons infini et la combustion d'un combustible pour réacteur pour des réacteurs à eau bouillante à basse température, le combustible pour réacteur incluant des barreaux de combustible pour réacteur ayant une haute teneur en oxyde de gadolinium ; et la figure 15 est un graphique qui illustre le procédé selon le cinquième mode de réalisation et qui montre la relation entre le facteur
de multiplication des neutrons infini et la combustion d'un combustible pour réacteur, ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 100 ppm, pour des réacteurs à eau pressurisée à basse température.
DESCRIPTION DES MODES DE RÉALISATION PRÉFÉRÉS Des modes de réalisation de la présente invention vont être décrits dans la suite en référence aux dessins annexés. Le terme "combustible pour réacteur" utilisé ici couvre les poudres contenant des particules de UO2, les pastilles de combustible obtenues à partir des poudres, les barreaux de combustible pour réacteur incluant les pastilles de combustible, les faisceaux des barreaux de combustible pour réacteur et les assemblages de combustible incluant les faisceaux. Le terme "système d'oxyde d'uranium (système de UO2)" utilisé ici désigne un système dans lequel les espaces entre les poudres incluant partiellement ou totalement des particules de UO2, les pastilles de combustible obtenues à partir d'une poudre contenant les particules de UO2, la disposition de telles pastilles de combustible, les barreaux de combustible pour réacteur incluant les pastilles de combustible, les faisceaux des barreaux de combustible pour réacteur, et les assemblages de combustible incluant les faisceaux sont remplis d'eau, et dans lequel les particules de UO2, les pastilles de combustible, les barreaux de combustible pour réacteur, les faisceaux et les assemblages de combustible sont entourés par de l'eau dans des conditions de taille et de masse prédéterminées. Dans la description qui suit, 1 ppm est égale à 1 x 10.4 % en masse. Un combustible pour réacteur contenant moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium est appelé dans la suite combustible à faible teneur en oxyde de gadolinium. Un combustible pour réacteur contenant 0,1 % en masse ou plus d'oxyde de gadolinium est appelé dans la suite combustible à haute teneur en oxyde de gadolinium.
[Premier mode de réalisation] Un procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire selon un premier mode de réalisation de
la présente invention va maintenant être décrit en se référant aux figures 4 et 5. Le document non-brevet 2 spécifie des "valeurs critiques estimées minimales" et des "limites inférieures critiques estimées minimales" qui sont des contraintes utilisées dans le "contrôle de masse" sans traiter aucun combustible pour réacteur ayant une masse dépassant une limite sur le contrôle de la criticité ou "le contrôle de la géométrie" sans traiter aucun combustible pour réacteur ayant une taille dépassant une limite sur le contrôle de la criticité dans le cas d'un système UO2-H20 uniforme qui est le modèle le plus strict sur le contrôle de la criticité compte tenu de la "submersion complète". Le tableau 1 montre les contraintes utilisées dans une étape de traitement d'une poudre de UO2 (appelée dans la suite étape de poudre de UO2). Le terme "valeur de criticité estimée" utilisé ici désigne une valeur telle que quelque chose ayant une masse ou taille égale à la valeur est déterminée comme étant critique. Le terme "limite inférieure de criticité estimée" utilisé ici désigne une valeur telle que quelque chose ayant une masse ou taille inférieure ou égale à la valeur est déterminée comme étant sous-critique. Les valeurs montrées dans le tableau 1 sont des valeurs minimales sur toute la plage de concentration d'uranium.
Tableau 1 Valeurs de criticité Limites inférieures estimées minimales de criticité estimées minimales Enrichissement 3 4 5 i0 20 3 4 5 10 20 (% en masse) Diamètre de cylindres - 38,2 25,7 20,3 17,9 - 26,9 24, 4 19,4 17,2 infinis (cm) Epaisseur de plaques - 13,4 11,9 8,42 6,87 - 12,7 11,2 7,97 6,20 infinies (cm) Volume de sphères (L) 45,4 32,9 27,4 15,7 10,8 40,1 29,4 24,0 14,1 9,62 Masse (kg U) 92,1 53,9 36,7 - - 79,6 45,6 33,0 - -
Le procédé de ce mode de réalisation est le suivant : une faible quantité,par exemple moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium, est ajoutée uniformément à une poudre de UO2, traitée dans des installations de fabrication de combustible, ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, de sorte que le facteur de multiplication des neutrons efficace du mélange est contrôlé pour être inférieur ou égal au maximum d'un facteur de multiplication des neutrons efficace qui est une contrainte sur le contrôle de la masse ou de la géométrie pour contrôler la sécurité de criticité d'une poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 Io en masse. C'est-à-dire qu'une faible quantité d'oxyde de gadolinium est ajoutée à la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, de sorte qu'un facteur de multiplication des neutrons efficace pour le contrôle de la masse ou de la géométrie de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse est contrôlé pour être inférieur ou égal au maximum d'un facteur de multiplication des neutrons efficace pour le contrôle de la masse ou de la géométrie pour une poudre de UO2, montrée dans le tableau 1, ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse.
Ainsi, une contrainte sur la sécurité de la criticité de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse est contrôlée pour être égale à une contrainte sur la sécurité de la criticité de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 /o en masse.
Le terme "enrichissement de l'uranium de 5 Io en masse" utilisé ici couvre une plage de 4,5 /o à 5,0 Io en masse. Une poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 3 % en masse et une poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 4 Io en masse, qui sont montrées dans le tableau 1, sont incluses dans ce mode de réalisation, en plus de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, qui est une référence pour la comparaison. Les contraintes sur les poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 3 % ou 4 Io en masse sont sévères, de sorte que la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à celles-ci devient élevée.
Le tableau 1 montre les poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 3 %, 4 % ou 5 % et des poudres de
UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 10 % ou 20 Io en masse. La figure 4 est un graphique montrant la teneur en oxyde de gadolinium dans le cas du contrôle de la masse de 33 kg de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse.
En se référant à la figure 4, la courbe "A" représente le maximum du facteur de multiplication des neutrons efficace de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, le facteur de multiplication des neutrons efficace donnant une masse de 33 kg U à la limite inférieure critique estimée minimale de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse sur toute la plage des teneurs en uranium. La figure 4 donne la relation entre la teneur en oxyde de gadolinium et l'enrichissement de l'uranium qui est déterminée de telle sorte que les facteurs de multiplication des neutrons efficaces de poudres de UO2 contenant une faible quantité d'oxyde de gadolinium, ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse sont inférieurs ou égaux au maximum représenté par la courbe "A". La relation entre la teneur en oxyde de gadolinium et l'enrichissement de l'uranium est donnée par un calcul de transport des neutrons réalisé pour un système sphérique réfléchi par l'eau dans lequel les espaces entre les particules d'une poudre de UO2 sont remplis d'eau, en utilisant la teneur en oxyde de gadolinium (ou le volume du système sphérique) comme paramètre. Les résultats suivants sont alors obtenus. C'est-à-dire que la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à chaque poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 6 /o, 7 %, 8 % ou 10 Io en masse est 53, 110, 170 ou 305 ppm, respectivement. Selon des calculs de transport des neutrons réalisés pour un cylindre infini d'un diamètre de 24,4 cm, une plaque infinie d'une épaisseur de 11,2 cm et une sphère d'un rayon de 24, 0 cm dans les mêmes conditions de teneur en oxyde de gadolinium, en utilisant la teneur en oxyde de gadolinium comme paramètre, le cylindre infini, la plaque infinie et la sphère constitués par la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, les facteurs de multiplication des neutrons efficaces des poudres de UO2, contenant une faible quantité d'oxyde de gadolinium, ayant un enrichissement de
l'uranium supérieur à 5 % en masse sont inférieurs au maximum du facteur de multiplication des neutrons efficace de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, et les conditions de contrainte sont satisfaites.
Dans une installation de fabrication de combustible, des calculs de transport des neutrons sont réalisés pour une étape de formation de pastilles de combustible, une étape de fabrication d'un barreau de combustible pour réacteur, et une étape de fabrication d'un assemblage de combustible à la suite d'une étape de production d'une poudre de UO2 dans les mêmes conditions de teneur en oxyde de gadolinium, et il est ainsi confirmé que le facteur de multiplication des neutrons efficace de l'étape de production d'une poudre de UO2 est minimum. C'est-à-dire qu'en utilisant une teneur en oxyde de gadolinium fixée dans l'étape de production d'une poudre de UO2, le facteur de multiplication des neutrons efficace d'un système de UO2 concernant une série de pastilles de combustible contenant un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, un faisceau de barreaux de combustible pour réacteur, ou un assemblage de combustible est limité pour être inférieur ou égal au facteur de multiplication des neutrons efficace d'une pastille de combustible, d'un barreau de combustible pour réacteur ou d'un assemblage de combustible ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse. De même, les conditions de contrainte sont satisfaites. La figure 5 est un graphique montrant la relation entre la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée aux poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 /o en masse et l'enrichissement de l'uranium de ces poudres de UO2. La quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse est 0 ppm. La quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 10 /o en masse est 305 ppm. Le terme "enrichissement de l'uranium de 10 % en masse" utilisé ici couvre une plage de 9,5 % à 10,0 / en masse.
Comme le montre la figure 5, la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée aux poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse est sensiblement proportionnelle à l'enrichissement de l'uranium de ces poudres de UO2. En supposant que l'enrichissement de l'uranium et la teneur en oxyde de gadolinium sont limités à 10 Io en masse ou moins et 305 ppm ou moins, respectivement, et sont mutuellement proportionnels, la teneur en oxyde de gadolinium peut être déterminée aisément en utilisant une constante de proportionnalité de 61, par exemple, la constante de proportionnalité étant obtenue en divisant par cinq la teneur en oxyde de gadolinium (305 ppm) de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 10 I en masse. Sous l'angle du contrôle de la criticité, une technique de contrôle utilisant cette droite approximative est plus sûre qu'une technique dans laquelle la teneur en oxyde de gadolinium est calculée d'après l'enrichissement de l'uranium, car la teneur en oxyde de gadolinium est déterminée comme étant relativement importante. Dans ce mode de réalisation, le nombre par lequel la teneur en oxyde de gadolinium (305 ppm) de la poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 10 Io en masse est divisée va de 4,5 à 5, 5 car la limite inférieure et la limite supérieure de l'enrichissement de l'uranium vont de 4,5 Io à 5,0 Io en masse et de 9,5 % à 10,0 Io en masse, respectivement. Selon ce mode de réalisation, concernant le contrôle de la criticité, un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse peut être traité de la même façon qu'une poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 5 Io en masse en ajoutant uniformément une faible quantité d'oxyde de gadolinium à une poudre de UO2 pour fabriquer le combustible pour réacteur. De ce fait, dans une installation de fabrication de combustible, les étapes de fabrication comme une étape de traitement d'une poudre de UO2, une étape de formation de pastilles de combustible, une étape de fabrication d'un barreau de combustible pour réacteur, une étape de fabrication d'un assemblage de combustible, et une étape de stockage de l'assemblage de combustible peuvent être contrôlées dans le contrôle de criticité de la même façon qu'une étape de traitement du
combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium de 5 /o en masse. Dans les étapes du cycle du combustible incluant une étape de transport de combustible frais, une étape de stockage de combustible frais, une étape de stockage de combustible usé et une étape de transport du combustible usé en plus d'une étape de fabrication de combustible, les facteurs de multiplication des neutrons efficaces d'une piscine de stockage de combustible et d'un fût de transport/stockage de combustible usé sont maintenus pour être inférieurs à une contrainte pour assurer la sous-criticité en utilisant l'effet supprimant la réactivité de l'oxyde de gadolinium, de sorte qu'il est possible d'éviter les augmentations de coût dues aux changements de conception ou aux modifications des appareillages et d'empêcher une augmentation des coûts de fabrication. [Second mode de réalisation] Un procédé de production d'une poudre de UO2 selon un second mode de réalisation de la présente invention va être décrit dans la suite en se référant aux figures 6 à 8.
Pour produire un combustible pour réacteur à partir de la poudre de UO2, un poison combustible est ajouté uniformément à la poudre de UO2. De ce fait, l'effet supprimant la réactivité du poison combustible peut être utilisé dans une étape de traitement de la poudre de UO2.
La figure 6 est un diagramme montrant un procédé conventionnel de production d'une poudre de UO2 par reconversion de l'hexafluorure d'uranium (UF6) par un procédé d'extraction par solvant. Comme le montre la figure 6, UF6 est ajouté à une solution aqueuse de nitrate d'aluminium, et une solution aqueuse de nitrate d'uranyle est ainsi préparée. De l'ammoniac est ajouté à la solution aqueuse de nitrate d'uranyle de sorte que du diuranate d'ammonium (DUA) précipite, et le précipité obtenu est déshydraté, grillé puis réduit, pour produire la poudre de UO2 conventionnelle. La figure 7 est un diagramme montrant le procédé de ce mode de réalisation. Dans ce procédé, une faible quantité d'une solution aqueuse de nitrate de gadolinium est utilisée dans le procédé
de production de la poudre de UO2 par reconversion de UF6 par un procédé d'extraction par solvant de telle sorte qu'un mélange de poudres uniforme d'oxyde de gadolinium et de UO2 est obtenu. Selon le procédé de ce mode de réalisation, tel qu'il est montré sur la figure 7, une faible quantité de solution aqueuse de nitrate de gadolinium est ajoutée à une solution aqueuse de nitrate d'uranyle obtenue par un procédé d'extraction par solvant, de sorte qu'une solution uniforme est préparée. Un mélange de poudres uniforme contenant UO2 et une faible quantité d'oxyde de gadolinium est produit à partir de diuranate d'ammonium (DUA) contenant de l'oxyde de gadolinium. Comme la solution uniforme est préparée par addition d'une faible quantité de solution aqueuse de nitrate de gadolinium à la solution aqueuse de nitrate d'uranyle, l'oxyde de gadolinium et UO2 sont mélangés uniformément entre eux dans la poudre de UO2. Un procédé à DUA humide et analogue sont des exemples de procédés de production d'une autre poudre de UO2. Le procédé à DUA humide peut inclure une étape de préparation d'une solution aqueuse de nitrate d'uranyle et une étape d'addition d'une solution aqueuse de nitrate de gadolinium à cette solution aqueuse de nitrate d'uranyle. Ceci permet de produire une poudre de UO2 dans laquelle UO2 et une faible quantité d'oxyde de gadolinium sont mélangés uniformément entre eux. A titre d'alternative, comme le montre la figure 8, après réception d'une poudre de UO2, un premier mélange de poudres est préparé en mélangeant uniformément la poudre de UO2 et une poudre d'oxyde de gadolinium de manière à avoir une teneur en oxyde de gadolinium d'environ 1 % à 10 /o en masse. Un second mélange de poudres est préparé en mélangeant uniformément le premier mélange de poudres et la poudre de UO2 reçue de telle sorte que la teneur du premier mélange de poudres dans le second mélange de poudres est d'environ 1 % à 10 % en masse. Un troisième mélange de poudres préparé en mélangeant uniformément le second mélange de poudres et la poudre de UO2 de telle manière que la teneur du second mélange de poudres dans le troisième mélange de poudres est d'environ 1 % à 10 % en masse. Ceci permet au troisième mélange de poudres d'avoir une teneur en oxyde de gadolinium d'environ 0,1 % en masse ou
moins. C'est-à-dire qu'un mélange de poudres contenant un poison combustible dans lequel la poudre d'oxyde de gadolinium et la poudre de UO2 sont mélangées uniformément et qui a une teneur en poudre d'oxyde de gadolinium inférieure à 0,1 % en masse peut être produit en répétant plusieurs fois l'étape de mélange ou de dilution de la poudre d'oxyde de gadolinium avec une quantité de poudre de UO2 environ dix fois supérieure.
[Troisième mode de réalisation] Un barreau de combustible pour réacteur selon un troisième mode de réalisation de la présente invention va être décrit dans la suite en se référant à la figure 9. La figure 9 est une vue en coupe schématique du barreau de combustible pour réacteur 1.
Le barreau de combustible pour réacteur 1 inclut un tube de gainage de combustible cylindrique 2 incluant : un bouchon d'extrémité inférieure 3 soudé à son extrémité inférieure ; des pastilles de combustible cylindriques 4 qui garnissent l'intérieur du tube de gainage de combustible 2 et qui sont produites à partir d'une poudre de UO2 contenant une faible quantité d'oxyde de gadolinium ; un ressort de compression 5, placé dans une partie creuse supérieure du tube de gainage de combustible 2, pour exercer une pression sur les pastilles de combustible 4 ; et un bouchon d'extrémité supérieure 6 soudé à l'extrémité supérieure du tube de gainage de combustible 2.
La poudre de UO2 contient par exemple moins de 0,1 k en masse d'oxyde de gadolinium. Les pastilles de combustible 4 sont produites par frittage de la poudre de UO2. En particulier, la poudre de UO2 est compressée en ébauches d'une forme prédéterminée. Les ébauches sont traitées thermiquement dans une atmosphère réductrice de manière à être frittées, pour obtenir ainsi les pastilles de combustible 4. Les pastilles de combustible 4 ont une densité élevée et une grande résistance mécanique et sont chimiquement stables. Les pastilles de combustible 4 sont meulées de manière à avoir une taille prédéterminée. Les pastilles de combustible 4 peuvent être produites par un procédé connu.
Selon ce mode de réalisation, concernant le contrôle de la criticité, des pastilles de combustible et des barreaux de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 peuvent être traités de la même façon qu'un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins. C'est-à-dire qu'une poudre de UOz ayant une teneur en oxyde de gadolinium inférieure à 0,1 % en masse peut être transformée en un combustible pour réacteur par un procédé similaire à un procédé pour fabriquer un barreau de combustible pour réacteur conventionnel, de sorte qu'un barreau de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse peut être fabriqué sans modifier une installation de traitement de combustible.
[Quatrième mode de réalisation] Un assemblage de combustible, selon un quatrième mode de réalisation de la présente invention, pour réacteurs à eau ordinaire va être décrit dans la suite en se référant aux figures 10 à 13. La figure 10 est une illustration montrant la configuration de disposition bidimensionnelle d'un exemple de conception d'un assemblage de combustible de remplacement conventionnel (utilisé pendant un cycle de fonctionnement de deux ans, ayant une combustion moyenne d'environ 70 GWd/t), ayant un enrichissement moyen de l'uranium d'environ 6,2 % en masse, pour réacteurs à eau bouillante et montrant aussi celle d'un assemblage de combustible de remplacement incluant des barreaux de combustible pour réacteur 1 fabriqués au moyen de poudres de UO2 qui contiennent une faible quantité, par exemple moins de 0,1 % en masse, d'oxyde de gadolinium et qui ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse.
L'assemblage de combustible de ce mode de réalisation inclut des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen de poudres de UOz qui contiennent une faible quantité, par exemple moins de 0,1 % en masse, d'oxyde de gadolinium et qui ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse.
Ces barreaux de combustible pour réacteur sont classés en trois types : des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au
moyen d'une poudre de UO2 qui contient, par exemple, 53 ppm d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium de 6 % en masse ; des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 qui contient, par exemple, 110 ppm d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium de 7 % en masse ; et des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 qui contient, par exemple, 170 ppm d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium de 8 % en masse. La figure 11 montre le facteur de multiplication infini d'un exemple de conception d'un assemblage de combustible de remplacement conventionnel, ayant un enrichissement de l'uranium moyen d'environ 6,2 % en masse, pour réacteurs à eau bouillante et montre aussi celui d'un assemblage de combustible de remplacement incluant des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 qui contient une faible quantité, par exemple moins de 0,1 % en masse, d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse, les assemblages de combustible de remplacement étant en fonctionnement (fractions de vides de 40 %).
En se référant à la figure 11, la courbe "B" représente la relation entre le facteur de multiplication infini et la combustion de l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation. La courbe "C" représente la relation entre le facteur de multiplication infini et la combustion d'un assemblage de combustible incluant des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen de poudres de UO2 qui ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et une teneur en oxyde de gadolinium qui est environ deux fois supérieure à celle des poudres de UO2 utilisées pour fabriquer les barreaux de combustible pour réacteur inclus dans l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation. L'assemblage de combustible représenté par la courbe "C" inclut : des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 106 ppm et un enrichissement de l'uranium de 6 % en masse, des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur de oxyde de gadolinium de 220 ppm
et un enrichissement de l'uranium de 7 h en masse ; et des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 340 ppm et un enrichissement de l'uranium de 8 /o en masse.
La courbe "D" représente la relation entre le facteur de multiplication infini et la combustion d'un assemblage de combustible incluant des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen de poudres de UO2 qui ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et une teneur en oxyde de gadolinium qui est environ trois fois supérieure à celle des poudres de UO2 utilisées pour fabriquer les barreaux de combustible pour réacteur inclus dans l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation. L'assemblage de combustible représenté par la courbe "D" inclut : des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 159 ppm et un enrichissement de l'uranium de 6 % en masse ; des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 330 ppm et un enrichissement de l'uranium de 7 % en masse ; et des barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 510 ppm et un enrichissement de l'uranium de 8 % en masse. Comme le montre la figure 11, la différence entre le facteur de multiplication infini de l'assemblage de combustible conventionnel et celui de chaque assemblage de combustible représenté par la courbe "B", "C" ou "D" est faible, c'est-à-dire d'environ 1 % à 3 % ok dans un stade initial de combustion, de sorte que l'influence sur la réactivité d'un coeur de réacteur est faible. L'assemblage de combustible de ce mode de réalisation a une différence dans le facteur de multiplication infinie d'environ 1 % Ak, de sorte qu'il n'est pas nécessaire de modifier une conception conventionnelle. Les assemblages de combustible incluant les barreaux de combustible pour réacteur fabriqués au moyen des poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et une teneur en oxyde de gadolinium qui est environ deux ou trois fois supérieure à celle des poudres de UO2 utilisées pour fabriquer les barreaux de combustible pour réacteur inclus dans
l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation ont une faible différence dans le facteur de multiplication infini d'environ 2 % à 3 % ok, respectivement. Ainsi, il n'est pas nécessaire de modifier une conception conventionnelle ou il suffit de la modifier légèrement en ce qui concerne le nombre de barreaux de combustible pour réacteur à haute teneur en oxyde de gadolinium, en ce qui concerne leur teneur en oxyde de gadolinium ou en ce qui concerne la disposition des barreaux de combustible pour réacteur, La différence entre le facteur de multiplication infini de l'assemblage de combustible conventionnel et celui de l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation diminue avec l'évolution de la combustion et disparaît à une combustion du cycle d'environ 5 GWd/t ou plus (correspondant à un fonctionnement d'une demi-année). De ce fait, la perte de réactivité causée par l'oxyde de gadolinium dans un stade final d'un cycle de fonctionnement est négligeable. Une poudre de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium de 10 % en masse peut avoir une teneur en oxyde de gadolinium pouvant atteindre 915 ppm, ce qui est trois fois supérieur à la teneur en oxyde de gadolinium (305 ppm) de la poudre de UO2, décrite dans le premier mode de réalisation, ayant un enrichissement de l'uranium de 10 % en masse. Des poudres de UO2 ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse peuvent avoir une teneur en oxyde de gadolinium qui est jusqu'à trois fois supérieure à celles décrites dans le premier mode de réalisation. La teneur en oxyde de gadolinium peut être déterminée dans une région hachurée située entre les courbes "E" et "F" de la figure 12. La teneur en oxyde de gadolinium d'un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse est inférieure à environ 0,1 % en masse. Selon ce mode de réalisation, concernant le contrôle de la criticité, un assemblage de combustible ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 h en masse peut être traité de la même façon qu'un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins. C'est-à-dire qu'un barreau de combustible pour réacteur peut être fabriqué par un procédé, similaire à un procédé pour fabriquer un barreau de combustible pour réacteur conventionnel, au moyen d'une poudre de UO2 ayant une teneur en oxyde de
gadolinium, par exemple inférieure à 0,1 % en masse, et un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou plus. Ainsi, il est possible d'obtenir un assemblage de combustible ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse sans modification des appareillages. L'oxyde de gadolinium, qui est contenu à faible teneur dans un assemblage de combustible, est rapidement consommé dans un stade initial de combustion de sorte qu'il n'entraîne aucune perte de réactivité dans un stade final d'un cycle de fonctionnement. Ainsi, I 0 l'oxyde de gadolinium peut satisfaire à une augmentation de l'efficacité économique due à l'utilisation de combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse. L'assemblage de combustible de ce mode de réalisation peut être utilisé pour des réacteurs à eau bouillante incluant des barreaux de 15 combustible pour réacteur ayant différents enrichissements de l'uranium comme décrit ci-dessus et peut être utilisé pour des réacteurs à eau pressurisée incluant des barreaux de combustible pour réacteur ayant un seul enrichissement de l'uranium. La figure 13 est une illustration montrant des barreaux de 20 combustible pour réacteur disposés dans un assemblage de combustible pour des réacteurs à eau pressurisée. Les barreaux de combustible pour réacteur ont un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et contiennent une faible quantité d'oxyde de gadolinium. Cet assemblage de combustible est une modification de l'assemblage de 25 combustible de ce mode de réalisation. Une autre modification de l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation peut inclure des barreaux de combustible pour réacteur, ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins, placés dans des parties d'angle et/ou périphériques de celui-ci de manière à assurer une distribution 30 uniforme de la puissance. L'assemblage de combustible de ce mode de réalisation peut contenir du verre de borosilicate ou un autre matériau servant de poison combustible. L'assemblage de combustible de ce mode de réalisation 35 exerce seulement une faible influence sur la réactivité initiale d'un coeur de réacteur et aucune fraction d'oxyde de gadolinium non consommée
ne reste dans les barreaux de combustible pour réacteur disposés dans l'assemblage de combustible de ce mode de réalisation dans un stade final d'un cycle de fonctionnement, ce qui empêche des pertes de réactivité. De ce fait, le nombre de barreaux de combustible frais pour le remplacement et les coûts du cycle de combustible peuvent être largement réduits en augmentant l'enrichissement des combustibles pour réacteur, ce qui est le but de l'utilisation de combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io. [Cinquième mode de réalisation] Un procédé selon un cinquième mode de réalisation de la présente invention, pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire va être décrit dans la suite en se référant aux figures 14 et 15.
Dans le cas de la manipulation d'assemblages de combustible incluant desbarreaux de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ou de la manipulation d'assemblages de combustible qui ont un enrichissement de l'uranium maximum de 5 J en masse ou moins et qui incluent des barreaux de combustible pour réacteur ayant un enrichissement moyen de l'uranium de 4,5 % à 5 % en masse, il peut exister certaines contraintes sur les piscines de stockage de combustible et les fûts de transport/stockage de combustible usé du fait que des facteurs de multiplication des neutrons efficaces ont été utilisés pour contrôler la criticité sans tenir aucun compte de l'effet supprimant la réactivité de l'oxyde de gadolinium non consommé. Selon le procédé de ce mode de réalisation, un combustible pour réacteur ayant le plus grand facteur de multiplication des neutrons efficace sur toute la période de combustion est supposé compte tenu du fait qu'un barreau de combustible pour réacteur contenant une faible quantité, par exemple moins de 0,1 Io en masse d'oxyde de gadolinium, ou une grande quantité d'oxyde de gadolinium est traité dans une étape de fabrication de combustible. Ainsi, la sous-criticité des piscines de stockage de combustible et des fûts de transport/stockage de combustible usé, qui sont utilisés pour stocker
les assemblages de combustible, est garantie de sorte que les influences sur les mesures sur le contrôle de criticité sont réduites. La figure 14 est un graphique montrant la relation entre le facteur de multiplication des neutrons infini et la combustion d'un système incluant des assemblages de combustible disposés de manière infinie à basse température, le système étant un exemple de combustible pour réacteur, incluant des barreaux de combustible pour réacteur à haute teneur en oxyde de gadolinium, pour des réacteurs à eau bouillante. Le facteur de multiplication des neutrons infini maximum k1 du combustible pour réacteur contenant de l'oxyde de gadolinium est inférieur au facteur de multiplication des neutrons infini kO d'un combustible pour réacteur ne contenant pas d'oxyde de gadolinium. La figure 15 est un graphique montrant la relation entre le facteur de multiplication des neutrons infini et la combustion d'un combustible pour réacteur, ayant une teneur en oxyde de gadolinium de 100 ppm, pour des réacteurs à eau pressurisée à basse température. Le facteur de multiplication des neutrons infini maximum k1 du combustible pour réacteur contenant de l'oxyde de gadolinium est inférieur au facteur de multiplication des neutrons infini kO d'un combustible pour réacteur ne contenant pas d'oxyde de gadolinium. C'est-à-dire que la réactivité d'un combustible pour réacteur peut être réduite en ajoutant une grande quantité ou une faible quantité d'oxyde de gadolinium à ce combustible pour réacteur. De ce fait, le facteur de multiplication des neutrons infini maximum k1 d'un assemblage de combustible contenant ce combustible pour réacteur sur toute la période de combustion peut être utilisé à la place du facteur de multiplication des neutrons infini kO de l'assemblage de combustible qui a été déterminé de manière conventionnelle sans tenir aucun compte de l'effet supprimant la réactivité de l'oxyde de gadolinium non consommé. Ceci permet de réduire le facteur de multiplication des neutrons efficace d'une piscine de stockage de combustible et d'un fût de transport/stockage de combustible usé pour stocker l'assemblage de combustible, ce qui garantit la sous-criticité de la piscine de stockage de combustible et du fût de transport/stockage de combustible usé.
Dans ce mode de réalisation, l'oxyde de gadolinium, qui est un oxyde des terres rares, est utilisé comme poison combustible. L'oxyde de samarium, qui a une grande section efficace d'absorption des neutrons, peut être utilisé à la place de l'oxyde de gadolinium.
Dans le cas où il existe des contraintes sur le contrôle de la criticité quand un assemblage de combustible est manipulé dans une piscine de stockage de combustible ou un fût de transport/stockage de combustible usé, le procédé de ce mode de réalisation peut être utilisé même si l'assemblage de combustible a un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins. C'est-à-dire que, dans le cas où il existe des contraintes sur le contrôle de la criticité quand l'assemblage de combustible est stocké, l'utilisation du procédé de ce mode de réalisation est efficace pour éviter une augmentation des coûts due à des modifications comme des modifications de conception et/ou des modifications des appareillages, car le procédé de ce mode de réalisation considère l'assemblage de combustible comme un combustible pour réacteur ayant un facteur de multiplication des neutrons efficace maximum sur toute la période de combustion. Selon les modes de réalisation ci-dessus, une faible quantité d'oxyde de gadolinium est ajoutée uniformément à une poudre de UO2 pour produire un combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse. De ce fait, il est possible d'éviter une augmentation des coûts, liée à la sécurité de criticité, pour modifier les installations de fabrication de combustible, et des coûts de fabrication. De plus, aucune fraction d'oxyde de gadolinium non consommée ne reste dans un stade final d'un cycle de fonctionnement, de sorte qu'aucune perte de réactivité n'apparaît. Le nombre de barreaux de combustible frais pour le remplacement peut être réduit du fait d'une augmentation de l'enrichissement d'un combustible pour réacteur, de sorte que l'efficacité économique peut être augmentée. Quand il peut exister des contraintes sur le contrôle de la criticité, non seulement pour des combustibles pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse mais aussi pour des assemblages de combustible courants incluant des barreaux de combustible ayant un enrichissement maximum de 5 /o en masse ou moins, les influences sur les mesures pour garantir la sous-criticité des
piscines de stockage de combustible et des fûts de transport/stockage de combustible usé peuvent être réduites de telle manière que les combustibles pour réacteur sont considérés comme étant des combustibles pour réacteur ayant la réactivité maximale sur toute la période de combustion, compte tenu du fait que des barreaux de combustible pour réacteur contenant une petite quantité ou une grande quantité d'oxyde de gadolinium sont traités dans une étape de fabrication de combustible. Il convient de noter également que la présente invention IO n'est pas limitée aux modes de réalisation décrits et que beaucoup d'autres changements et d'autres modifications peuvent être apportés sans s'écarter du cadre de l'invention.
Claims (10)
1. Procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes de production d'un combustible pour réacteur par addition de moins de 0,1 h en masse d'oxyde de gadolinium à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 Io en masse ; et contrôle du facteur de multiplication des neutrons efficace d'un système de dioxyde d'uranium dans une étape de manipulation du combustible pour réacteur pour qu'il soit inférieur ou égal au maximum d'un facteur de multiplication des neutrons efficace du système de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 /O en masse.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comprend en outre l'étape de : fixation une quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 /o en masse de telle sorte que le maximum du facteur de multiplication des neutrons efficace de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 /o en masse soit inférieur ou égal à celui de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse, dans les maximums des facteurs de multiplication des neutrons efficaces spécifiés par les contraintes pour garantir la sous-criticité du contrôle de la masse sans manipuler aucun combustible ayant une masse dépassant une valeur prédéterminée liée à la conception de sécurité de criticité ou du contrôle de la géométrie, sans manipuler aucun combustible ayant une taille dépassant une valeur prédéterminée liée à la conception de sécurité de criticité sur toute la plage des concentrations d'uranium dans des conditions de submersion complète telles que les espaces entre les particules de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse sont remplis d'eau et les particules sont entourées par de l'eau pour une installation de fabrication de combustible.
3. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse a un enrichissement de l'uranium pouvant atteindre 10 % en masse et en ce que la teneur en oxyde de gadolinium du combustible pour réacteur est dans une plage de 305 à 915 ppm.
4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse est proportionnelle à son enrichissement de l'uranium qui dépasse 5 % et en ce que la constante de proportionnalité est déterminée en divisant par cinq la quantité d'oxyde de gadolinium ajoutée à une poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium de 10 % en masse.
5. Procédé de production d'une poudre de dioxyde d'uranium, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes de : reconversion de l'hexafluorure d'uranium ; et ajoute d'une solution aqueuse de nitrure de gadolinium à une solution d'uranium traitée dans une étape de reconversion de manière à produire une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse.
6. Procédé de production d'une poudre de dioxyde d'uranium, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes de Préparation d'un premier mélange de poudres par addition d'environ 1 /o à 10 % en masse d'oxyde de gadolinium à une poudre 25 de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse ; et Préparation d'un mélange de poudres par addition de la poudre de dioxyde d'uranium ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse au premier mélange de poudres en plusieurs 30 étapes de manière à produire une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse.
7. Barreau de combustible pour réacteur caractérisé en ce qu'il comprend 35 un tube de gainage de combustible cylindrique (2) incluant un bouchon d'extrémité inférieure (3) soudé à son extrémité inférieure ;des pastilles de combustible cylindriques (4) garnissant l'intérieur du tube de gainage de combustible ; un ressort de compression (5), placé dans une partie creuse supérieure du tube de gainage du combustible, pour compresser 5 élastiquement les pastilles de combustible ; et un bouchon d'extrémité supérieure (6) soudé à l'extrémité supérieure du tube de gainage de combustible, où les pastilles de combustible sont formées à partir d'une poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse 10 d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse.
8. Assemblage de combustible pour réacteur à eau ordinaire, caractérisé en ce qu'il comprend un premier barreau de combustible pour réacteur, ayant une 15 teneur en oxyde de gadolinium de 0,1 % en masse ou plus, pour contrôler la réactivité et la distribution de puissance d'un coeur de réacteur en fonctionnement ; et un second barreau de combustible pour réacteur qui contient des pastilles de combustible formées à partir d'une poudre de dioxyde 20 d'uranium, contenant moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium, ayant un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse et qui a la même configuration que celle d'un barreau de combustible pour réacteur, le second barreau de combustible pour réacteur étant un barreau de combustible pour réacteur comprenant : 25 un tube de gainage de combustible cylindrique (2) incluant un bouchon d'extrémité inférieure (3) soudé à son extrémité inférieure ; des pastilles de combustible cylindriques (4) garnissant l'intérieur du tube de gainage de combustible ; un ressort de compression (5), placé dans une partie creuse 30 supérieure du tube de gainage du combustible, pour compresser élastiquement les pastilles de combustible ; et un bouchon d'extrémité supérieure (6) soudé à l'extrémité supérieure du tube de gainage de combustible, où les pastilles de combustible sont formées à partir d'une 35 poudre de dioxyde d'uranium qui contient moins de 0,1 % en masse d'oxyde de gadolinium et qui a un enrichissement de l'uranium supérieur à 5 % en masse.
9. Assemblage de combustible selon la revendication 8, caractérisé en ce qu'il comprend en outre un troisième barreau de combustible pour réacteur ayant un enrichissement de l'uranium de 5 % en masse ou moins.
10. Procédé pour contrôler la criticité d'une installation à cycle du combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend : le contrôle de la criticité d'une piscine de stockage de combustible ou d'un fût de transport/stockage de combustible usé pour stocker l'assemblage de combustible selon la revendication 9 ou un assemblage de combustible qui inclut seulement le troisième barreau de combustible pour réacteur selon la revendication 9 et qui a une teneur en oxyde de gadolinium de 0,1 % en masse ou plus, où la sous-criticité de la piscine de stockage de combustible ou du fût de transport/stockage de combustible usé est garantie de telle manière que le facteur de multiplication des neutrons efficace de l'assemblage de combustible est supposé comme étant le facteur de multiplication des neutrons efficace maximum d'un combustible pour réacteur sur toute la période de combustion du combustible pour réacteur.
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