FR2925751A1 - Procede pour ameliorer le credit burn-up de combustible nucleaire use - Google Patents
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Abstract
Système de gestion dimensionnelle de réactivité, qui prend en compte les données de forme axiale d'épuisement d'un assemblage combustible nucléaire pour déterminer l'acceptabilité de l'installation de l'assemblage par rapport à d'autres assemblages (2) dans un conteneur de stockage.
Description
B08-4651FR 1 Société dite : WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC PROCEDE POUR AMELIORER LE CREDIT BURN-UP DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE USE Invention de : COONEY Barry F. CAMDEM Thomas M. Jr Priorité d'une demande de brevet déposée aux Etats-Unis d'Amérique le 20 décembre 2007 sous le n° 11/961.196
2 PROCEDE POUR AMELIORER LE CREDIT BURN-UP DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE USE
La présente invention concerne de façon générale Le stockage de combustible nucléaire usé et, plus particulièrement, un procédé de calcul du crédit burn-up pour des crayons de combustible nucléaire irradié.
Le transport et l'expédition de combustible nucléaire usé pour une élimination finale sont réglementés aux Etats-Unis par la Nuclear Regulatory to Commission (NRC), par l'intermédiaire des dispositions du Titre 10 du Code of Federal Regulations, Partie 71. Pour répondre aux exigences de 10 CFR 71, les châteaux de transport doivent être conçus pour assurer la sûreté-criticité. Les analyses de sûreté pour ces châteaux de transport reposent actuellement sur l'hypothèse selon laquelle les assemblages combustibles sont non-irradiés, c'est-à- 15 dire que la teneur en matières fissiles est la même que celle de l'assemblage sortant de fabrication. Cette hypothèse est en deçà de la réalité dans le cas du combustible nucléaire usé, car un épuisement des isotopes fissiles a eu lieu par suite de l'utilisation de l'assemblage combustible dans un réacteur et, par conséquent, la teneur en isotopes fissiles de l'assemblage est très inférieure à la teneur juste après la 20 fabrication. La capacité des châteaux de transport peut être extrêmement limitée par l'hypothèse du "combustible neuf', car il existe de plus grandes marges de sûretécriticité dans le cas des assemblages combustibles usés. Si un crédit pouvait être pris pour l'épuisement des assemblages, il en résulterait des économies sur le coût de 25 transports des assemblages combustibles usés. Lors de la mise au point de conteneurs permettant l'entreposage à sec de combustible nucléaire usé, on a recherché une homologation pour une méthode de crédit burn-up permettant le chargement de colis. La méthode de crédit burn-up reposera sur une combinaison de l'épuisement calculé à l'aide de relevés concernant le réacteur et de mesures de vérification d'épuisement 30 pour vérifier les relevés concernant le réacteur. Suite à l'intérêt croissant porté aux questions liées à l'expédition de combustible en vue de son élimination finale, les mesures et les méthodes de vérification d'épuisement acquièrent un rôle de plus en plus important. L'hypothèse du "combustible neuf' aboutit à des conceptions très prudentes des râteliers pour 35 combustible usé, les conteneurs d'expédition et le stockage en dépôts de déchets. Ces
3 conceptions trop en deçà des possibilités entraînent une hausse des coûts pour le stockage et l'expédition du combustible nucléaire usé. Afin de bénéficier du crédit burn-up pour le combustible nucléaire usé, il faut mettre en place un procédé pour vérifier d'une manière fiable la teneur en matières fissiles d'ensembles combustibles afin d'assurer le non-dépassement des limites de sûreté-criticité. Les procédés habituels de vérification d'épuisement nécessitent des mesures d'assemblages combustibles pour confirmer des relevés d'enrichissement initial, d'épuisement et de temps de décroissance pour les réacteurs. Ces mesures reposent sur la détermination du flux neutronique et, dans certains cas, Io sur la dose d'irradiation gamma au voisinage de l'axe géométrique du combustible. La technique de mesure dans les systèmes industriels existants repose sur des chambres de fission d'uranium 235 pour mesurer l'activité spécifique des neutrons et soit des chambres d'ionisation gamma, des détecteurs à scintillation gamma, soit des détecteurs à semiconducteurs à l'état solide (germanium hyper pur 15 HPGe), pour détecter des rayons gamma. Les chambres de fission et les chambres d'ionisation gamma sont d'assez grands détecteurs remplis de gaz. Les détecteurs des rayons gamma à scintillation au NaI(Tl) sont ordinairement encombrants et impliquent un tube photomultiplicateur et un blindage contre les rayons gamma pour fonctionner dans un environnement de combustible usé. Les détecteurs de rayons 20 gamma au HPGe nécessitent un système cryogénique à azote liquide ou un système électronique de refroidissement, car, à des températures supérieures, ils sont incapables de fonctionner comme détecteurs de rayons gamma à haute résolution. Ces détecteurs sont sensibles à des facteurs environnementaux tels que la température et l'intense champ de rayons gamma et de neutrons mélangés. Par 25 exemple, les chambres de fission sont sensibles à un fond de rayons gamma, et les chambres d'ionisation gamma, les détecteurs au NaI(Tl) et les détecteurs au HPGe sont tous sensibles au fond induit par les neutrons. Au cours de l'utilisation d'un assemblage combustible dans le coeur d'un réacteur, des actinides supérieurs sont produits par une chaîne de captures de 30 neutrons suivies d'une désintégration bêta. Dans du combustible composé d'uranium, la chaîne d'accumulation d'actinides supérieurs apparaît avec l'uranium 238 présent dans le combustible. Un grand nombre des actinides supérieurs se désintègrent par fission spontanée, un processus qui s'accompagne de l'émission de neutrons associés à la fission. Il existe une source secondaire de neutrons dans les combustibles 35 constitués d'oxydes où des neutrons peuvent être produits par l'intermédiaire de
4 l'action de particules alpha de grande énergie (principalement du fait de la désintégration d'actinides supérieurs) sur l'isotope'8O de l'oxygène. Il a été démontré par de nombreux chercheurs que l'activité neutronique spécifique du combustible usé est liée à l'épuisement. Des relations mathématiques détaillées entre le taux démission de neutrons et l'épuisement ont aussi été déduites à l'aide de mesures faites sur les assemblages combustibles usés. La forme fonctionnelle de cette relation est que le taux d'émission de neutrons est fonction de l'épuisement du combustible élevé à une puissance. Les variables qui affectent le taux d'émission de neutrons comprennent le type de combustible, l'enrichissement initial, l'historique de puissance et le temps de décroissance depuis que l'assemblage combustible a été déchargé du réacteur. Bien que les isotopes du plutonium et les émetteurs alpha du plutonium à fission spontanée soient la source dominante de neutrons pendant le premier cycle du combustible, des temps plus longs d'exposition dans le coeur du réacteur aboutissent à la production d'isotopes du curium qui deviennent la source prédominante de l'activité neutronique spécifique pour l'assemblage combustible usé. La majeure partie de l'émission de neutrons sera due au 242Cm (à période de 163 jours) et 244Cm (à période de 17,9 années). Pour des temps de décroissance supérieurs à quelques années, le 244Cm sera la principale source de l'activité neutronique spécifique d'un assemblage combustible usé. Pour des temps de décroissance plus courts, il faut prendre en compte l'activité neutronique du 242Cm. Bien que la forme fonctionnelle couvre globalement tous les assemblages combustibles d'une conception particulière avec des exposants différents pour les différents types de conceptions, la courbe se décalera avec l'enrichissement initial. Par conséquent, la connaissance de l'enrichissement initial ainsi que du temps écoulé depuis le déchargement (temps de décroissance) est nécessaire pour établir avec précision la relation entre le taux d'émission de neutrons observé et l'épuisement. Ordinairement, une combinaison de mesures d'activité neutronique et de relevés réalisés dans le réacteur sert à déterminer l'épuisement du combustible. Dans certains cas, des mesures de rayonnement gamma pour des rayons gamma d'isotopes de produits de fission (principalement de 137Cs) servent à vérifier le temps de décroissance. Soit le taux de décroissance du rayonnement gamma brut divisé par le taux d'émission de neutrons peut être lié à des groupes d'assemblages déchargés depuis un même temps, soit le rapport des taux de décroissance des rayonnements gamma de 134Cs et '37Cs est mesuré directement pour déterminer le temps de décroissance. Le '34Cs a une période de 2,06 années et le '37Cs a une période de 30,1 années, aussi le rapport des taux de décroissance changera-t-il rapidement avec le temps au cours d'un laps de temps de 0 à 20 ans après que l'assemblage combustible 5 a été déchargé du réacteur. Une mesure du rapport des émissions gamma de '34Cs/137Cs ou du taux d'émission gamma brute est nécessaire pour vérifier le temps écoulé depuis le déchargement (temps de décroissance) pour l'assemblage. Dans le cas de 134Cs/'37Cs, le rapport des intensités du rayonnement gamma donne une mesure directe du temps de décroissance. Dans le cas du taux d'émission gamma brute, on suppose que la majeure partie de l'activité observée est celle du 137Cs, et les rapports gamma brut/neutrons permettent de séparer les assemblages en groupes en fonction des moments de déchargement communs. Le temps de décroissance exact est ensuite déterminé d'après les relevés concernant les assemblages combustibles. Qu'elles servent à faciliter le stockage en piscine ou le chargement pour un entreposage à sec, les mesures sont habituellement faites sous l'eau sur des assemblages combustibles isolés qui sont levés au-dessus du râtelier de stockage de combustible à l'aide d'un pont roulant. L'équipement de détection est conçu pour se fixer de manière reproductible à l'assemblage combustible, et normalement les mesures sont faites au niveau de l'axe central du combustible, des mesures étant faites simultanément sur des méplats opposés du combustible pour corriger des asymétries dans les taux d'émission de neutrons. La méthode de vérification d'épuisement implique généralement que des mesures soient effectuées sur une série d'assemblages combustibles d'un type donné. La forme fonctionnelle pour la réponse neutronique en fonction de l'épuisement est établie d'après au moins trois mesures et est actualisée au fur et à mesure que sont ajoutées des données recueillies sur des assemblages nouvellement mesurés. Les valeurs aberrantes sont identifiées d'après la concordance avec les prédictions de la fonction d'ajustement (généralement plus de trois écarts types par rapport à la valeur prédite justifie un rejet), et identifiées pour une étude plus poussée. Des relevés erronés ou un problème de mesure pourrait/pourraient être à l'origine de points de données aberrants. Un aspect commun à tous les systèmes actuellement utilisés est la dépendance vis-à-vis d'une unique mesure à un emplacement axial. Le taux d'émission de neutrons à cet endroit dépend du profil axial moyen de puissance pour le réacteur. Bien que certains des systèmes existant actuellement puissent faire des
6 mesures en de multiples emplacements axiaux, une suite d'ajustements de la position relative des détecteurs et de l'assemblage est nécessaire pour chaque mesure à chaque emplacement axial. Ce processus de mesure implique des temps de mesure à peu près proportionnels au nombre souhaité d'emplacements axiaux et un risque accru d'endommagement du combustible en raison du grand nombre de mouvements provoqués. Le brevet des E.U.A. n° 5 969 359, attribué au titulaire de la présente invention, propose un procédé et un dispositif perfectionnés pour effectuer des mesures portant sur l'épuisement de combustible nucléaire usé, en employant des détecteurs miniaturisés à semiconducteurs, qui résistent aux hautes températures et aux rayonnements et qui permettent un contrôle simultané des taux d'émission de rayons gamma et de neutrons par le combustible nucléaire usé. Des groupes de détecteurs à semiconducteurs peuvent être employés pour obtenir des informations à des emplacements axiaux clés pour définir le profil axial d'épuisement pour des assemblages combustibles nucléaires usés. L'utilisation du dispositif perfectionné de contrôle de combustible usé permet de fortes réductions de coût et de temps pour les mesures, ainsi que des améliorations de la précision, de la sûreté et une réduction des doses d'irradiation subies par le personnel travaillant aux mesures sur le combustible nucléaire usé.
Les détecteurs nucléaires décrits dans le brevet des E.U.A. n° 5 969 359 utilisent de préférence un matériau semiconducteur à large bande interdite tel que le SiC, qui est apte à fournir des données à des températures élevées et est aussi un semiconducteur résistant aux rayonnements. La détection de particules chargées, de neutrons et de rayons gamma peut s'effectuer à l'aide de détecteurs miniaturisés de qualité supérieure ayant des courants de fuite extrêmement faibles qui fournissent des signaux de détection nucléaire de grande qualité. De tels détecteurs miniaturisés à semiconducteurs sont aptes à déterminer en une seule mesure les taux d'émission de neutrons et d'émission gamma brute. Par conséquent, un unique détecteur à semi-conducteur peut assurer les fonctions de détecteur de neutrons et de détecteur de rayons gamma dans les systèmes actuellement utilisés. Les détecteurs nucléaires préférés, à base de semiconducteurs tels que SiC, sont donc à même de mesurer simultanément des neutrons et des rayons gamma dans un seul spectre à résolution en énergie. Des groupes composés des détecteurs à semiconducteurs peuvent mesurer simultanément des taux d'émission de neutrons à des emplacements axiaux clés afin
7 de définir l'allure du profil d'épuisement du combustible. Par exemple, une suite de détecteurs miniaturisés à semiconducteurs pour neutrons, qui enregistrent simultanément des données et sont multiplexés pour fournir des données indépendantes pour chaque emplacement axial, peut fournir des informations sur tout de profil axial d'épuisement. Les groupes de détecteurs à semiconducteurs peuvent faire des mesures dans des goulottes ou sur des méplats opposés d'assemblages combustibles usés. Le présent système de vérification d'épuisement utilisant des détecteurs nucléaires à semiconducteurs offre plusieurs avantages. Par exemple, les détecteurs miniaturisés à semiconducteurs peuvent être mis en place avec plus de précision que les détecteurs actuellement utilisés et ils peuvent servir à déterminer des profils axiaux d'épuisement de combustible pendant un seul intervalle de mesures. Alors que les procédés selon la technique antérieure repose sur l'emploi d'un pont roulant pour isoler un assemblage combustible usé, les présents détecteurs à semiconducteurs peuvent faire des mesures sur des assemblages combustibles usés situés dans des râteliers d'entreposage de combustible. Selon la présente invention, les mesures peuvent être effectuées sans danger avec moins de personnel et en moins de temps tout en supprimant la nécessité de déplacer les assemblages combustibles pour les mesures. Par exemple, un seul détecteur miniaturisé à semiconducteur peut fournir, sur les rayons gamma et les neutrons, les mêmes informations que les deux détecteurs de neutrons et de rayons gammas, bien plus grands, utilisés sur les systèmes actuels. Les détecteurs à semiconducteurs préférés peuvent fonctionner d'une manière très stable dans des conditions extrêmes de température et de radioactivité. Du fait de ces avantages, les mesures faites à l'aide du présent système à semi-conducteurs sont moins coûteuses que celles faites avec les systèmes existant dans l'industrie. La présente invention a été mise au point eu égard aux explications ci-dessus afin améliorer encore le calcul du crédit burn-up dans le but de réduire davantage la marge de sécurité à constituer dans les conteneurs de stockage et d'expédition de combustible usé et donc amoindrir toujours plus le coût. Bien que le brevet des E.U.A. n° 5 969 359 assure une notable amélioration de la manière de mesurer le profil axial, il utilise ce profil pour calculer avec plus de précision l'épuisement total du combustible. La valeur totale de l'épuisement sert à établir le crédit burn-up, cependant l'allure du profil axial d'épuisement n'est pas employée
8 pour accroître encore le crédit burn-up. La présente invention vise à tirer profit de la forme axiale de l'épuisement pour accroître encore le crédit burn-up.
La démarche prudente actuelle dans l'analyse de criticité pour le crédit burn- up de combustible usé, selon laquelle il est supposé que tous les assemblages ont une répartition axiale d'épuisement défavorable, consomme 3 à 4% de marge pour la limite k-eff. Si on utilisait les répartitions axiales mesurées de l'épuisement et si on restructurait l'analyse de criticité afin de générer une dimension supplémentaire pour les courbes de limitation de l'enrichissement par rapport à l'épuisement, d'après la forme de la répartition axiale de l'épuisement, un logiciel de contrôle d'épuisement de combustible usé tel que TracWorks (décrit dans le brevet des E.U.A. n° 5 793 636) pourrait mettre en oeuvre une dimension supplémentaire de protection, en donnant aux exploitants de centrales nucléaires une grande marge de sécurité supplémentaire (en retardant potentiellement le regarnissage de râteliers et les achats de châteaux) sans conséquences préjudiciables pour la sûreté. Le procédé selon la présente invention utilise la forme axiale de l'épuisement comme dimension explicite supplémentaire de protection, appelée gestion dimensionnelle de la réactivité. Pour mettre en oeuvre la gestion dimensionnelle de la réactivité, il faut trois actions séparées. Premièrement, il faut générer la forme axiale réelle de l'épuisement de chaque assemblage combustible présent dans le conteneur de combustible usé. Deuxièmement, il faut générer les limites du crédit burn-up dont la caractérisation de la forme axiale de l'épuisement en tant que dimension de protection séparée, puisqu'on utilise actuellement l'épuisement moyen. Troisièmement, il faut employer un outil automatisé capable de faire de suivi des données de forme axiale d'épuisement et de s'en servir pour déterminer l'acceptabilité de la mise en place de combustible dans le conteneur de combustible usé. Plus particulièrement, le procédé selon la présente invention détermine l'acceptabilité de l'installation d'un nouvel assemblage combustible usé parmi un certain nombre d'assemblages combustibles usés dans un conteneur d'entreposage. A cette fin, le procédé selon la présente invention crée une série de courbes d'enrichissement par rapport à l'épuisement présent, chaque courbe représentant un nombre différent d'assemblages combustibles usés qui ont la répartition axiale défavorable de l'épuisement actuellement supposée par la technique antérieure. L'invention détermine ensuite la répartition axiale réelle de l'épuisement de chacun des assemblages combustibles à l'intérieur de l'assemblage combustible usé qui
9 entoure directement l'emplacement d'installation proposé du nouvel assemblage combustible usé et note combien parmi les assemblages combustibles usés, ont la répartition axiale défavorable de l'épuisement. L'invention détermine ensuite celle des courbes de série qui s'applique au nouvel assemblage combustible, d'après le nombre d'assemblages combustibles usés notés comme ayant la répartition axiale défavorable de l'épuisement. Le procédé trouve ensuite, sur le graphique sur lequel est tracée la courbe applicable, le point qui correspond à l'épuisement présent et à l'enrichissement initial pour le nouvel assemblage combustible usé et détermine si le point du graphique est au-dessus de la courbe applicable, ce qui indiquerait l'acceptabilité de l'installation.
L'invention sera mieux comprise à l'étude de la description détaillée d'un mode de réalisation pris à titre d'exemple non limitatif et illustré par les dessins annexés sur lesquels : la Fig. 1 est une vue partiellement schématique d'une suite de détecteurs de neutrons et de rayonnement gamma, placée au voisinage immédiat d'un assemblage combustible nucléaire usé selon une forme de réalisation de la présente invention ; la Fig. 2 est une vue partiellement schématique d'une suite de détecteurs de neutrons et de rayonnement gamma, placée à l'intérieur d'un assemblage combustible nucléaire usé selon une autre forme de réalisation de la présente invention ; la Fig. 3 est un schéma de principe du procédé selon la présente invention ; la Fig. 4 est une représentation graphique de l'agencement de l'installation d'un assemblage combustible usé à l'intérieur d'une piscine d'entreposage de combustible usé ; la fig. 5 est une courbe de l'enrichissement initial par rapport à l'épuisement présent, servant lors de l'analyse de criticité employée par la technique antérieure en supposant pour tous les assemblages une répartition axiale défavorable commune, afin de déterminer si, oui ou non, un assemblage peut être installé à un emplacement donné de stockage de combustible usé ; et la Fig. 6 est une série de tracés graphiques de l'enrichissement initial par rapport à l'épuisement présent, employés par la présente invention pour appliquer une gestion dimensionnelle de la réactivité.
La Fig. 1 illustre schématiquement l'installation d'un groupe de détecteurs à semi-conducteurs de neutrons et de rayons gamma au voisinage immédiat de
10 combustible nucléaire usé selon une forme de réalisation de la présente invention. Comme représenté sur la fig. 1, il est proposé un système 1 pour mesurer des émissions de neutrons et des émissions gamma par du combustible nucléaire usé. Au sens de la présente description, l'expression "émissions de neutrons" signifie la production de neutrons comprenant la fission spontanée, par exemple la décroissance de 244Cm, et des réactions (a, n) comme résultat secondaire de la décroissance alpha d'isotopes d'actinides. L'expression "émissions gamma" signifie la production de rayons gamma accompagnant la décroissance alpha et bêta spontanée d'isotopes radioactifs. Ordinairement, le combustible nucléaire est fourni sous la forme d'au moins un assemblage combustible 2 immobilisé par une plaque supérieure 3 et une plaque inférieure 4. Les assemblages combustibles 2 se présentent donc sous la forme d'un râtelier. Dans la forme de réalisation représentée sur la Fig. 1, un groupe 5 de détecteurs 10 à semiconducteurs forme une suite à l'extérieur du râtelier des assemblages combustibles 2. Un fil électrique 6 ou autre moyen adéquat est prévu pour transporter des signaux électroniques générés par les détecteurs 10 à semiconducteurs. Le groupe 5 de détecteurs 10 à semiconducteurs s'étend sur la longueur axiale des assemblages combustibles 2. Cet agencement permet de mesurer les émissions de neutrons et les émissions gamma à différents emplacements axiaux le long des assemblages combustibles 2, et permet aussi la mesure du profil axial d'épuisement des assemblages combustibles 2. La fig. 2 illustre schématiquement un groupe 5 de détecteurs à semiconducteurs de neutrons et de rayons gamma, disposés dans un assemblage combustible selon une autre forme de réalisation de la présente invention. Cette forme de réalisation est semblable à celle représentée sur la Fig. 1, sauf que le groupe 5 de détecteurs est installé au milieu du râtelier des assemblages combustibles 2. Les groupes 5 de détecteurs représentés sur les figures 1 et 2 sont connectés, par un fil 6 ou tout autre moyen adéquat, à des circuits électroniques 7 de traitement de signaux. Les circuits électroniques 7 de traitement de signaux traitent des impulsions de tension produite par interaction de rayons gamma et de particules chargées induites par des neutrons, et compte électroniquement les impulsions. Comme représenté sur la Fig. 2, un microprocesseur 8 peut être utilisé pour stocker les données et/ou générer un affichage vidéo ou une sortie papier des mesures de neutrons et de rayons gamma. Bien que six détecteurs individuels 10 soient représentés sur les figures 1 et 2, n'importe quel nombre approprié peut être utilisé dans le groupe 5 le long de
11 l'assemblage combustible. De préférence, le groupe 5 de détecteurs comprend de 2 à une centaine de détecteurs individuels à semiconducteurs, de préférence encore d'environ 4 à une cinquantaine de détecteurs. L'espacement des détecteurs 10 à semiconducteurs est modifiable en fonction du gradient de rayonnement de l'assemblage combustible. L'espacement est choisi pour donner des informations adéquates sur les détails de l'allure du gradient axial pour un type de combustible particulier. Par exemple, un espacement réduit serait utilisé dans des groupes conçus pour des applications à un combustible pour réacteur à eau bouillante (BWR), par opposition à un combustible pour réacteur à eau pressurisée (PWR) où on rencontre des gradients moins rudes. Une conception classique pour un appareil de mesure d'épuisement à semi-conducteur comprend une suite de détecteurs miniaturisés au SiC pour neutrons/rayons gamma, situés à des emplacements axiaux clés le long de l'assemblage combustible sur une longueur atteignant environ 3 810 mm (150 "). De préférence, ces détecteurs individuels à semiconducteurs relèvent simultanément des taux de comptage pour neutrons et pour rayons gamma. Les taux de comptage sont multiplexés vers un ordinateur de commande de mesure tel qu'un PC portatif. De préférence, l'ordinateur contient un logiciel pour traiter les différents taux de comptage de neutrons et de rayons gamma, déterminer l'allure du profil d'épuisement et, par analyse de l'allure du profil, déterminer exactement l'épuisement total de l'assemblage. Les données sur le profil axial d'épuisement peuvent aussi servir à déterminer exactement l'emplacement de l'épuisement maximal sur l'assemblage combustible si cela est souhaitable pour des opérations de chargement de châteaux pour combustible usé.
De préférence, chaque détecteur 10 à semiconducteur comprend une couche de conversion de neutrons et une région active du semiconducteur qui est conçue pour éviter que le matériau semiconducteur ne soit endommagé par les rayonnements. La détérioration des détecteurs de rayonnements à semiconducteur selon la technique antérieure résultant de dommages occasionnés par des particules de grande énergie est un phénomène bien connu. L'accumulation de dommages par des rayonnements dans le matériau semiconducteur conduit à un accroissement du courant de fuite et à une baisse de l'efficacité de collecte de charges. Ces dommages dus aux rayonnements sont provoqués par le déplacement d'atomes dans le semiconducteur par les particules de grande énergie chargées. Avec le temps, ces dommages provoquent une forte détérioration des performances des détecteurs.
12 A mesure qu'une particule chargée perd de l'énergie dans une matière, elle crée à la fois des phénomènes d'excitation d'électrons et des atomes déplacés. La perte d'énergie peut être décrite par la courbe de Bragg. Le groupe préféré de détecteurs de neutrons de la présente invention bénéficie du changement dans la séparation entre les phénomènes d'excitation d'électrons et de déplacement sur le trajet de la particule chargée. Pour les particules alpha de haute énergie (ions 4He), l'excitation d'électrons est le principal mécanisme de perte d'énergie. A mesure que la particule perd de l'énergie, l'importance des dommages par déplacement augmente. Par conséquent, la majeure partie des dommages par déplacement survient près de la fin du trajet parcouru par les particules chargées. Dans les détecteurs à semiconducteurs préférés 10, le type de couche de conversion de neutrons, le type de matériau semiconducteur et l'épaisseur et l'emplacement de la région active du semiconducteur sont commandés pour permettre aux particules chargées de traverser la région active du semiconducteur sans grands dommages par déplacement. La région active du semiconducteur est suffisamment mince pour éviter les dommages par déplacement, mais est suffisamment épaisse pour permettre une ionisation ou une excitation d'électrons suffisante pour créer une impulsion électronique mesurable. Les détecteurs à semiconducteurs relativement minces sont sensiblement moins sujets à des dommages par rayonnement que les détecteurs à semiconducteurs épais selon la technique antérieure. Ces détecteurs peuvent donc servir à mesurer avec plus de précision le profil axial d'épuisement d'un assemblage combustible. Le procédé préféré pour mettre en oeuvre la gestion de réactivité dimensionnelle afin d'améliorer le crédit burn-up recourt de manière souhaitable à trois actions séparées. La première consiste à déterminer les formes axiales réelles d'épuisement de chaque assemblage combustible dans le conteneur de combustible usé. Il doit être entendu que le conteneur de combustible usé peut être une piscine pour combustible usé, un conteneur d'entreposage séparé ou un conteneur d'expédition de combustible usé et ne se limite pas à des piscines pour combustible usé dans lesquelles sont actuellement entreposés la plupart des assemblages combustibles nucléaires usés. La deuxième action est la création de nouvelles limites du crédit burn-up comprenant la caractérisation de la forme axiale de l'épuisement comme dimension de protection séparée, un même épuisement moyen étant actuellement employé. La troisième action générale est la mise en oeuvre du procédé dans un outil automatisé qui fait le suivi des données de forme axiale d'épuisement et
13 s'en sert pour déterminer l'acceptabilité de l'installation du combustible dans le conteneur de combustible usé. La première action pourrait être accomplie de l'une ou l'autre de deux façons : en créant de nouveaux modèles de coeurs pour tous les cycles de fonctionnement et en obtenant les formes d'après ces résultats, ou en utilisant un dispositif de mesure d'épuisement comme celui décrit plus haut, pour fournir une mesure réelle. La deuxième action nécessite une nouvelle création des courbes d'enrichissement par rapport à l'épuisement présent en fonction du nombre d'assemblages combustibles qui, dans le conteneur, entourent immédiatement l'emplacement d'installation proposé et ont la répartition axiale défavorable de l'épuisement, supposée dans les calculs de la technique antérieure. La troisième action peut s'effectuer en stockant les données axiales d'épuisement dans une base de données telle que TracWorks, un programme de base de données de gestion de combustible dont la licence d'utilisation peut être sollicitée auprès de Westinghouse Electric Corporation LLC et qui sert actuellement à faciliter la mise en oeuvre du crédit burn-up des piscines pour combustible usé. TracWorks devrait être perfectionné comme décrit ci-après pour tenir compte de la gestion dimensionnelle de réactivité. Le système selon la présente invention est globalement illustré par le schéma de principe représenté sur la Fig. 3 et utilise comme outil de gestion de données de base un logiciel de gestion de base de données tel que TracWorks, décrit dans le brevet des E.U.A. n° 5 793 636. Les formes axiales d'épuisement du contenu présent de la piscine pour combustible usé sont mesurées une seule fois à l'aide d'un appareil de mesure d'épuisement tel que celui décrit en référence aux figures 1 et 2. Ces informations sont saisies en 12 dans TracWorks 20, comme représenté sur la Fig. 3, bien qu'il doive être entendu que d'autres logiciels de gestion de bases de données peuvent aussi servir à cette fin. Les données de forme d'épuisement pour n'importe quels assemblages combustibles déchargés de la piscine de stockage de combustible usé sont également saisies en 14 dans TracWorks 20. Les limites de criticité pour le stockage en fonction de la forme de la répartition axiale de l'épuisement, représentées par les courbes d'enrichissement initial par rapport à l'épuisement, qui seront décrites plus loin, sont saisies en 22 dans TracWorks. De plus, les données d'enrichissement initial et d'épuisement présent qui ont été mesurées pour le nouvel assemblage combustible usé à installer dans la piscine pour combustible usé sont saisies en 18 et les coordonnées de l'emplacement où sera installé le nouvel assemblage combustible sont saisies en 16. Les données pour chaque assemblage combustible transféré du
14 coeur dans la piscine d'entreposage de combustible usé ou dans un autre conteneur de stockage sont acquises par des mesures faites avant l'installation à un emplacement dans une piscine pour combustible usé, pour lequel il faut un crédit de forme axiale. L'analyse de criticité doit être effectuée, en prenant le crédit pour la forme axiale de l'épuisement et en fournissant à TracWorks les limites concernant l'enrichissement initial, l'épuisement moyen et la forme de l'épuisement. Ces limites sont exprimées sur les courbes décrites en référence aux figures 5 et 6. Chaque installation potentielle d'un assemblage dans la piscine pour combustible usé fait ensuite l'objet d'une évaluation d'acceptabilité par TracWorks à l'aide des limites résultant de l'analyse de criticité, de l'enrichissement initial et de l'épuisement moyen et des données de forme d'épuisement mesurées. Par exemple, quand les assemblages combustibles 2 sont disposés dans la piscine pour combustible usé, l'agencement le plus courant repose sur un groupage de 2x2 ensembles d'emplacements où l'emplacement souhaité pour l'assemblage à mettre en place est commun aux quatre. Plus particulièrement, à titre d'exemple, on considérera la fig. 4 où l'emplacement pour l'assemblage à installer est B2, et les quatre (2x2) ensembles sont (Al, A2, B1, B2), (B1, B2, Cl, C2), (A2, A3, B2, B3) et (B2, B3, C2, C3). Quand l'assemblage est installé, il doit satisfaire les obligations dans chacun de ces quatre ensembles d'emplacements. N'importe laquelle d'un certain nombre de restrictions reposant sur la géométrie peut être mise en oeuvre : tous les emplacements (4/4), 3 sur 4 avec un vide (3/4), 2 sur 4 en damier (2/4), etc. Aux fins de cet exemple, on considérera les restrictions pour la disposition 4/4, en supposant que les huit autres emplacements sont tous remplis. Dans l'état actuel de l'art, l'analyse de criticité suppose une distribution axiale défavorable commune de l'épuisement pour tous les assemblages et une seule courbe d'enrichissement initial par rapport à l'épuisement présent sert à déterminer si, oui ou non, un assemblage peut être installé à l'emplacement B2. Cette courbe selon la technique antérieure est représentée sur la Fig. 5. Un assemblage dont l'enrichissement et l'épuisement se situent au-dessus de la courbe peut être installé en B2. Dans la forme de réalisation préférée de la présente invention, il y aurait jusqu'à cinq courbes, chaque courbe représentant la limite de criticité pour un assemblage d'après les répartitions axiales d'épuisement des autres assemblages dans les 2x2 ensembles d'emplacements. La Fig. 6 représente la forme de réalisation préférée de la présente invention employant cinq courbes pour un groupe de 2x2 avec les quatre emplacements remplis, bien qu'il doive être entendu que de 2 à 5 courbes peuvent aussi être utilisées
15 au prix d'une certaine perte de marge si on emploie moins de cinq courbes. Sur la Fig. 6, la courbe tout en haut représente la situation dans laquelle les 4 assemblages ont tous la forme défavorable de l'épuisement et correspond à la courbe représentée sur la Fig. 5. La courbe suivante en descendant représente la situation dans laquelle trois des quatre ont la forme axiale défavorable de l'épuisement. La troisième courbe, en allant du haut vers le haut, représente la situation dans laquelle 2 des 4 ont la forme axiale défavorable de l'épuisement. La quatrième courbe en allant du haut vers le bas, la deuxième à partir de la courbe du bas, représente la situation dans laquelle un seul assemblage a la forme axiale défavorable de l'épuisement. De même, la courbe tout en bas représente la situation dans laquelle aucun assemblage n'a la forme axiale préjudiciable de l'épuisement. Les cinq courbes représentent les limites pour un groupe de 2x2. Si le groupe est différent de 2x2 ou si les quatre emplacements ne vont pas tous être remplis (par exemple 3/4), la limite quant au nombre de courbes sera différente. La limite quant au nombre de courbes sera supérieure d'une unité au nombre d'emplacements remplis dans le groupe de base (par exemple si le groupe est de 3x3, il doit y avoir 10 courbes, tandis qu'un groupe de 2x2 utilisant une restriction de chargement de 3/4 en aurait 4). De plus, il doit être entendu que les courbes n'ont pas forcément à être parallèles, comme représenté sur la Fig. 6. L'allure des courbes dépendra partiellement des restrictions spécifiques de chargement utilisées. De la sorte, la gestion des données de forme axiale d'épuisement peut assurer une forte marge supplémentaire qui, autrement, serait impossible, et permettre un garnissage en combustible usé plus dense qui libérerait de la place pour des assemblages supplémentaires. 30 10 15 20 2530
Claims (6)
1. Procédé pour déterminer l'acceptabilité de l'installation d'un nouvel assemblage combustible usé dans un conteneur de stockage de combustible usé, dans lequel il y a un nombre X d'assemblages combustibles usés (2) qui entourent l'emplacement du nouvel assemblage combustible usé, comprenant les étapes consistant à : créer une série de courbes d'enrichissement par rapport à l'épuisement présent, chaque courbe représentant un nombre différent des X+l assemblages combustibles usés (2) qui ont une répartition axiale défavorable de l'épuisement ; déterminer la répartition axiale réelle de l'épuisement de chacun des X+l assemblages combustibles (2) ; noter combien des X+l assemblages combustibles usés (2) ont la répartition axiale défavorable de l'épuisement ; identifier celle des courbes de la série qui s'applique au nouvel assemblage combustible parmi le nombre d'assemblages combustibles usés (2) notés comme ayant la répartition axiale défavorable de l'épuisement ; trouver, sur le graphique sur lequel est tracée la courbe applicable, le point qui correspond à un épuisement présent et un enrichissement initial pour le nouvel assemblage combustible usé ; et déterminer si, oui ou non, le point sur le graphique est au-dessus de la courbe applicable.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que X est égal à trois.
3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que la limite quant à la série de courbes s'élève à cinq courbes.
4. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la limite quant au nombre de courbes de la série de courbes est égale à X+2.
5. Procédé selon la revendication 4, caractérisé en ce que la série de X+2 35 courbes comprend cinq courbes les unes au-dessus des autres, la courbe tout en haut 17 illustrant le fait que la totalité des assemblages combustibles (2) ont la répartition axiale défavorable de l'épuisement et la courbe tout en bas illustrant le fait qu'aucun des X+l assemblages combustibles (2) n'a la répartition axiale défavorable de l'épuisement, chacune des courbes intermédiaires représentant, par ordre décroissant, un nombre différent des X+l assemblages combustibles (2) à répartition axiale défavorable de l'épuisement.
6. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que les points au-dessus de la courbe indiquent que l'installation du nouvel assemblage combustible est 10 acceptable. 15
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