FR3053516B1 - Procede d'identification d'un assemblage de combustible nucleaire, systeme d'identification et installation nucleaire comportant un tel systeme d'identification - Google Patents

Procede d'identification d'un assemblage de combustible nucleaire, systeme d'identification et installation nucleaire comportant un tel systeme d'identification Download PDF

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Abstract

L'invention concerne un procédé d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire, chaque assemblage de combustible nucléaire comportant une pluralité de crayons. Le procédé comprend les étapes suivantes A) détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier, B) détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné, C) vérification de la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire. Lors des étapes A) et B), la détermination de la signature comprend une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis et une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité au travers d'au moins un crayon. L'invention concerne également un dispositif d'identification et une installation comportant un tel dispositif d'identification.

Description

PROCÉDÉ D'IDENTIFICATION D'UN ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE, SYSTÈME D'IDENTIFICATION ET INSTALLATION NUCLÉAIRE COMPORTANT UN TEL SYSTÈME D'IDENTIFICATION
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE L'invention concerne le domaine de la maintenance et de la sûreté des installations nucléaires et a plus précisément pour objet l'identification des assemblages de combustible nucléaire, ceci notamment lors du chargement et du déchargement d'un cœur de tranche de centrale nucléaire. L'invention concerne ainsi plus particulièrement un procédé d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire, un système d'identification permettant la mise en œuvre d'un tel procédé et une installation nucléaire comportant un tel système d'identification.
ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE
Une tranche 1 de centrale nucléaire comporte notamment, comme illustré sur la figure 1, un bâtiment réacteur 2, logeant le cœur 23 du réacteur, et un bâtiment de combustible 3 dans lequel sont stockés les assemblages de combustible nucléaire 51, 52, 53, qui ne sont pas chargés dans le cœur 23.
Afin d'assurer la manipulation de combustible entre le cœur 23 et une zone de stockage 32 se trouvant dans le bâtiment de combustible 3, ceci en confinant les radiations émises par les assemblages de combustible nucléaire, 51, 52, 53 la chaîne de manipulation des assemblages de combustible est la suivante : une machine de chargement 41 permet de décharger les assemblages de combustible 51, 52, 53 se trouvant dans le cœur 23 lui-même logé dans la cuve de réacteur 22, et de le déplacer dans la piscine de réacteur 21 jusqu'à un premier basculeur42, le premier basculeur 42 permet de basculer l'assemblage de combustible nucléaire 51 afin de le faire passer au travers d'un tube de transfert 43, le tube de transfert 43 permet de passer un assemblage de combustible nucléaire 52 du bâtiment réacteur 2 dans le bâtiment combustible 3, et vice- versa, un deuxième basculeur 44 permet de basculer l'assemblage de combustible nucléaire 52 en sortie du tube de transfert 43 afin de permettre sa manipulation par une passerelle de manipulation 45, la passerelle de manipulation 45 permet de déplacer l'assemblage de combustible nucléaire 52, 53 dans une piscine de désactivation 31 afin de l'amener dans la zone de stockage 32.
Dans le cadre du fonctionnement d'une tranche de réacteur, telles que par exemple lors du rechargement du cœur ou sa maintenance, les assemblages de combustible nucléaire présents dans le cœur doivent être déchargés puis rechargés dans le cœur. Or, lors d'une telle manipulation, il est important d'assurer le placement adéquat de chacun des assemblages de combustible nucléaire, la moindre erreur pouvant être à l'origine d'un accident de criticité. Ainsi, par exemple, une telle erreur de placement d'assemblage de combustible nucléaire en février 2001 a nécessité l'arrêt complet du réacteur 4 de la centrale de Dampierre-en-Burly.
Il est donc important de prévenir toute erreur de manipulation des assemblages de combustible nucléaire ceci en les identifiant individuellement.
Pour permettre une telle identification, il a été mis en place des procédés d'identification d'assemblage de combustible. A.LEBRUN et ces co-auteurs ont publié dans le cadre de la conférence « International Symposium on Storage of Spent Fuel from power Reactor » qui a eu lieu à Vienne en novembre 1998, une revue de ces différents procédés.
On peut ainsi citer, en particulier, les procédés PYTHON® et NAJA® qui permettent tous deux d'identifier le stade de combustion de l'assemblage.
Le procédé PYTHON® consiste à combiner une mesure de rayonnement neutronique et gamma de l'assemblage de combustible nucléaire avec un code d'évolution pour identifier l'assemblage. Ce procédé permet une bonne identification d'un assemblage lorsqu'il est convenablement mis en oeuvre, mais il présente néanmoins des inconvénients importants.
En effet, l'utilisation d'un tel code d'évolution nécessite de parfaitement connaître les caractéristiques initiales et l'historique d'irradiation de chacun des assemblages de combustible nucléaire. Ainsi, toute erreur d'entrée de l'une de ces données peut entraîner une erreur d'identification et donc une erreur de transfert d'un assemblage de combustible nucléaire. Ce procédé ne permet donc pas de se prémunir d'éventuels mauvais placements d'assemblages de combustible nucléaire et donc les risques d'accident de criticité.
Le procédé NAJA® fait quand à lui appel à un nombre important de mesures dont une mesure neutronique active, une mesure neutronique passive, une mesure de spectroscopie gamma, une mesure par ultrasons et un système de caméra. Ce procédé permet d'identifier de manière automatique la nature du combustible, la présence d'absorbeurs de neutron et l'enrichissement en l'isotope 235 de l'uranium 235U, et de déterminer un numéro d'identification. Les risques d'erreurs d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire et donc d'un mauvais placement dudit assemblage de combustible nucléaire, sont donc parfaitement maîtrisés. Néanmoins, ce procédé nécessite un nombre important de systèmes de mesure, dont notamment une source de neutrons, et est donc très coûteux à mettre en place.
Il n'existe donc pas à l'heure actuelle de procédé simple permettant d'identifier un assemblage de combustible nucléaire de manière fiable et ceci pour un coût contenu.
EXPOSÉ DE L'INVENTION L'invention vise à remédier à ces inconvénients et a ainsi pour but de fournir un procédé d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire qui soit fiable tout en présentant un coût de mise en place contenu vis-à-vis du procédé NAJA®. L'invention concerne à cet effet un procédé d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire, chaque assemblage de combustible nucléaire comportant une pluralité de crayons, ledit procédé comprenant les étapes suivantes : A) détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier parmi la pluralité d'assemblage de combustible nucléaire, B) sélection d'un assemblage de combustible nucléaire parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire et détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné, C) vérification de la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la réalisation des étapes A) et B), l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification, D) si la concordance est infirmée lors de la vérification, retour à l'étape B) en sélectionnant un autre assemblage de combustible nucléaire parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire.
Lors des étapes A) et B), la détermination de la signature comprend une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire et une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité au travers d'au moins un crayon dudit assemblage de combustible nucléaire.
Avec un tel procédé, la signature déterminée aux étapes A) et B) reflète directement le taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire, ceci à partir de deux mesures indépendantes. En effet, l'émission de l'assemblage de combustible nucléaire est directement lié à sa composition et donc à son taux de combustion, tandis que la mesure en transmission d'un crayon est directement liée à la masse volumique du crayon qui varie également avec le taux de combustion. Ainsi, avec une telle redondance de mesures, les risques de permutation de deux assemblages de combustible nucléaire présentant des taux de combustion distincts sont supprimés. Les risques d'accident de criticité sont donc également écartés. On peut également noter que l'émission gamma de l'assemblage de combustible nucléaire peut également permettre de déterminer un état de refroidissement de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier qui lui est caractéristique.
Ainsi, avec une telle signature caractéristique du taux de combustion et éventuellement de l'état de refroidissement, les manipulations d'assemblage de combustible nucléaire s'en trouvent sécurisées.
Lors des étapes A) et B) la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire peut comprendre la mesure d'un rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide, le premier et le deuxième radionucléide étant choisis comme présentant une dépendance de leur activité vis-à-vis du taux de combustion de l'assemblage différente l'une de l'autre.
Une telle mesure de rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide, il est possible d'obtenir une information fiable sur le taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire. En effet, chacun de ces radionucléides présente une dépendance vis-à-vis du taux de combustion qui lui est propre, un tel rapport apporte une information sur le taux de combustion et, est donc une caractéristique de l'assemblage directement reliée au taux de combustion de l'assemblage. L'un du premier et du deuxième radionucléide peut être un radionucléide dont l'activité varie linéairement avec le taux de combustion, l'autre du premier et du deuxième radionucléide étant un radionucléide dont l'activité varie au carré du taux de combustion.
De cette manière, le rapport d'activité entre le premier et le deuxième radionucléide est directement proportionnel au taux de combustion ou à l'inverse du taux de combustion.
Lors des étapes A) et B) le premier et le deuxième radionucléide peuvent être respectivement le césium-134 et le césium-137, ou inversement.
Lors des étapes A) et B) le premier et le deuxième radionucléide peuvent être respectivement l'europium-154 et le césium-137, ou inversement.
Ces paires de premier et deuxième radionucléide présentent comme avantage que le premier radionucléide, le césium 134 ou l'europium 154, présente une activité qui varie linéairement avec le taux de combustion alors que le deuxième radionucléide, le césium 137, présente une activité qui est proportionnelle au carré du taux de combustion. Ainsi le rapport de l'un sur l'autre est directement proportionnel au taux de combustion, ou, si le premier et le deuxième radionucléide sont inversés, à l'inverse du taux de combustion.
Le radionucléide à vie courte est choisi en fonction d'une durée estimée entre les étapes A) et B), le choix du radionucléide se faisant comme suit : pour une durée estimée entre les étapes A) et B) inférieure à une semaine, l'au moins un radionucléide à vie courte étant l'isotope 135 du xénon, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 semaine et 1 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 133m du Xénon, l'isotope 133, l'isotope 131 de l'iode et le couple formé par l'isotope 140 du Baryum et l'isotope 140 du Lanthane, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 à 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 141 du cérium, l'isotope 95 du niobium, l'isotope 103 du ruthénium, l'isotope 91 de l'yttrium et l'isotope 95 du zirconium, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) supérieure 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant le couple formé par l'isotope 144 du cérium et l'isotope 144 du praséodyme et le couple formée par l'isotope 106 du ruthénium et l'isotope 106 du rhodium.
On entend ci-dessus et dans le reste de ce document, ceci en concordance avec l'entendement de l'homme du métier, par « radionucléide à vie courte », un radionucléide dont la période de demi-vie est inférieure à 31 ans.
En mesurant l'activité de tels radionucléides, il est possible caractériser un état de refroidissement précis de l'assemblage de combustible nucléaire qui lui est caractéristique. Ainsi, en ayant pris en compte la durée entre les étapes A) et B) pour le choix de l'au moins un radionucléide, il est possible de précisément vérifier la concordance de cet état de refroidissement de l'assemblage de combustible entre la détermination à l'étape A et à l'étape B.
Lors de l'étape A) la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire (50) comprend la mesure d'activité d'au moins un premier et un deuxième radionucléide, le deuxième radionucléide présentant une période de demi-vie différente de celle du premier radionucléide.
De cette manière, il est possible de caractériser un état de refroidissement de l'assemblage de combustible nucléaire de manière fiable sans avoir à estimer préalablement la durée entre les étapes A) et B).En effet chacun du premier et du deuxième radionucléide peut être choisi pour couvrir une plage de durée entre les étapes qui lui est propre, les plages couvertes s'additionnant.
Le radionucléide à vie courte peut être l'iode-131. L'iode 131 présente une durée de demi-vie de 8 jours qui est idéale pour la mise en oeuvre d'un procédé selon l'invention dans une tranche de centrale nucléaire. En effet, entre le déchargement du cœur et son rechargement il se passe généralement une durée de l'ordre de quelques semaines qui correspond. Les étapes A) et B) sont donc séparées de cette même durée. Ainsi, avec l'iode 131, la variation de l'état de refroidissement des assemblages de combustible nucléaire pendant cette période est significative sans qu'elle soit suffisante pour désactiver l'iode 131. L'activité de l'iode 131 sera donc encore significative pour un tel délai.
Lors des étapes A) et B) la mesure d'une caractéristique de la transmission peut comprendre une mesure d'une valeur de transmission à au moins une énergie déposée par la source gamma de haute activité.
On entend ci-dessous et dans le reste de ce document, ceci en concordance avec la définition donnée par l'Autorité de Sûreté Nucléaire, par source gamma de haute activité, une source radioactive présentant un débit de dose qui dépasse 1 mSv/h à un mètre de distance sans blindage.
Une telle mesure d'une valeur de transmission à au moins une énergie déposée par la source gamma de haute activité est représentative de l'état de combustion de l'assemblage. En effet, une telle valeur de transmission est directement liée à la densité de l'assemblage. Or, pendant la combustion, certain éléments de l'assemblage étant consumés, la densité de l'assemblage diminue lorsque le taux de combustion augmente. C'est ainsi, qu'une telle valeur de transmission est caractéristique du taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire et donc de l'assemblage en lui-même.
La source gamma de haute activité peut comprendre de l'europium-152, l'énergie déposée par la source gamma de haute activité étant sélectionnée parmi le groupe comportant 344,89 KeV, 779,74 KeV, 966,8 KeV, 1,0866 MeV, 1,2226 MeV et 1,4085 MeV, l'énergie déposée étant préférentiellement 344,89 KeV.
De telles énergies déposées permettent, pour une source de haute activité comprenant de l'europium, d'obtenir une variation de transmission importante en fonction de la densité de l'assemblage et donc du taux de combustion. La transmission à ces énergies, et en particulier à 344,89 KeV, est donc une caractéristique distinctive de l'assemblage qui est directement reliée au taux de combustion. L'étape A) est réalisée lors du déchargement d'au moins un cœur d'une tranche nucléaire et dans lequel l'étape B) est réalisée lors du rechargement de l'au moins un cœur d'une tranche nucléaire de manière à éviter toute substitution d'un assemblage de combustible nucléaire par un autre assemblage de combustible nucléaire. L'invention concerne en outre un système d'identification d'un assemblage de combustible le système d'identification comprenant : une unité de mesure de rayonnement gamma configurée pour mesurer l'émission gamma d'un assemblage de combustible nucléaire, une unité de mesure en transmission de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité configurée pour mesurer la transmission du rayonnement gamma de la source gamma haute activité au travers d'au moins un crayon d'un assemblage de combustible à nucléaire, une unité de traitement configurée pour déterminer à partir de l'unité de mesure de rayonnement gamma et de l'unité de mesure en transmission une signature d'un assemblage de combustible nucléaire à identifier et une signature d'un assemblage de combustible nucléaire sélectionné parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire, chacune des signatures déterminées comprenant une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire par l'unité de mesure de rayonnement et au moins une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu de la source gamma de haute activité au travers d'au moins un crayon dudit assemblage de combustible nucléaire par l'unité de mesure en transmission, l'unité de traitement étant en outre configurée pour vérifier la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la détermination des deux signatures, l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification.
Un tel système de détection permet la mise en oeuvre d'un procédé selon l'invention et permet donc de bénéficier des avantages qui y sont liés. L'unité de mesure de rayonnement gamma et l'unité de mesure en transmission sont configurées pour fonctionner dans un environnement liquide.
Avec un tel système d'identification, il n'est pas nécessaire de sortir l'assemblage de combustible de la piscine où il est stocké. Le rayonnement ionisant émis par l'assemblage de combustible reste ainsi confiné par l'eau et l'identification permise par le système d'identification n'entraîne aucun risque de contamination. L'unité de mesure de rayonnement gamma peut comporter : un premier spectromètre gamma, un premier boîtier de collimation logeant le premier spectromètre gamma. L'unité de mesure en transmission gamma peut comporter : une source gamma haute activité, un deuxième spectromètre gamma disposé en regard de la source gamma haute activité, l'espace entre la source gamma haute activité et le deuxième spectromètre gamma étant suffisant pour autoriser le placement d'un assemblage de combustible nucléaire de tel manière qu'au moins un crayon de l'assemblage de combustible nucléaire s'interpose entre la source gamma haute activité et le deuxième spectromètre gamma. L'unité de traitement peut en outre être configurée pour que l'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire comprend la mesure d'un rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide et la mesure d'activité d'un radionucléide à vie courte, l'unité de traitement étant en outre configurée pour que l'au moins une caractéristique de la transmission comprend une mesure d'une valeur de transmission à au moins une énergie déposée par la source gamma de haute activité.
Avec une telle configuration de l'unité de traitement, il est possible d'identifier l'assemblage de combustible ceci avec une indication s fiable et redondante des valeurs caractéristiques du taux de combustion de l'assemblage de combustible. L'invention concerne en outre une installation nucléaire caractérisée en ce qu'elle comprend un système d'identification selon l'invention. L'installation nucléaire peut être une tranche de centrale nucléaire
De telles installations présente une sûreté améliorée vis-à-vis de celles l'art antérieur puisque chacun des assemblages de combustible nucléaire qui y seront manipulés pourront être parfaitement identifiés. Les risques de placement d'un assemblage de combustible nucléaire en lieu et place d'un autre sont donc parfaitement maîtrisés.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation, donnés à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : la figure 1 illustre schématiquement la chaîne de manipulation d'assemblage de combustible nucléaire équipant une tranche d'une centrale nucléaire, la figure 2 est un ordinogramme des principales étapes d'un procédé d'identification selon l'invention, la figure 3 illustre schématiquement un système d'identification selon l'invention, la figure 4 illustre une unité de mesure de rayonnement gamma équipant un système d'identification tel qu'illustré sur la figure 3, la figure 5 illustre une unité de mesure en transmission équipant un système d'identification tel qu'illustré sur la figure 3, la figure 6 est un graphique illustrant les spectres en transmission obtenus pour deux assemblages de combustible nucléaire d'UO2 présentant une masse volumique respective de 10,97 g.cm 3 et 10,1 g.cm 3 ceci pour plusieurs pics d'émission de l'isotope 152 de l'europium 152Eu.
Des parties identiques, similaires ou équivalentes des différentes figures portent les mêmes références numériques de façon à faciliter le passage d'une figure à l'autre.
Les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
La figure 2 illustre les étapes d'un procédé d'identification selon l'invention. Un tel procédé d'identification est principalement destiné à être mis en œuvre dans une tranche 1 de centrale nucléaire notamment lors du rechargement du cœur 23. Ce procédé permet ainsi d'assurer l'identification des assemblages de combustible nucléaire 50 lors de leur placement dans le cœur 23.
Le procédé selon l'invention peut également être mis en œuvre dans d'autres types d'installations nucléaires dans lesquelles un assemblage de combustible nucléaire est susceptible d'être manipulé. On pourra ainsi citer, par exemple, les lieux de fabrication de ces assemblages de combustible nucléaire et les usines de recyclage.
Les assemblages de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 à identifier par le procédé selon l'invention, sont conformes à l'entendement de l'homme du métier. Ainsi, un tel assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 comporte une pluralité de crayons 55 de combustible nucléaire, généralement 264, et un squelette, non figuré, constitué de tubes guides, de grilles de maintien et d'embouts d'extrémité. Ces crayons 55 sont eux-mêmes constitués en associant des pastilles de combustible nucléaire, non représentée, dans une gaine tubulaire.
La présente description de l'invention se focalise principalement sur une configuration privilégiée de l'invention, dont les caractéristiques sont identifiées en tant que telles, et par une mise en application pratique de cette dernière. Bien entendu, cette configuration privilégiée et son application pratique ne sont fournies qu'à titre illustratif de l'invention, celle-ci ne se limitant pas à cette seule configuration. Ainsi, l'invention couvre également les variantes qui sont décrites tout au long de cette description.
Un tel procédé d'indentification comporte, en référence à la figure 3, les étapes suivantes : A) détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 à identifier parmi la pluralité d'assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53, B) sélection d'un assemblage de combustible nucléaire 50 parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 et détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné, C) vérification de la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 a identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la réalisation des étapes A) et B), l'assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification, D) si la concordance est infirmée lors de la vérification, retour à l'étape B) en sélectionnant un autre assemblage de combustible nucléaire 50 parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53. L'étape A) peut ainsi avoir lieu, par exemple, lors du déchargement du réacteur afin de définir pour chacun des assemblages de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 une signature qui lui est propre. L'étape B) peut-elle avoir lieu lors du rechargement, l'identité de chaque assemblage étant vérifiée avant son placement dans le réacteur. De cette manière, l'identité de chacun des assemblages de combustible nucléaire étant confirmée au moyen du procédé d'identification selon l'invention, le risque d'un placement erroné d'un assemblage de combustible nucléaire est fortement réduit, voire supprimé. On supprime en particulier le risque d'un placement dans le cœur d'un assemblage de combustible 50, 51, 52, 53 à taux de combustion inadapté.
Lors des étapes A) et B), la détermination de la signature comprend une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire 50 et au moins une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 dudit assemblage de combustible nucléaire 50.
Les caractéristiques du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire 50 lors de la détermination de la signature dudit assemblage peuvent être les suivantes : rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide, activité d'au moins un radionucléide à vie courte.
Dans la configuration privilégiée de l'invention, lors de la détermination du rapport d'activité entre deux radionucléides, le premier et le deuxième radionucléide peuvent être respectivement l'isotope 134 du césium 134Cs et l'isotope 137 du césium 137Cs.
Bien entendu, d'autres paires de premier et deuxième radionucléide sont envisageables dans le cadre de l'invention. Ainsi le premier et le deuxième radionucléide sont sélectionnés de telle façon qu'ils présentent une dépendance de leur activité vis-à-vis du taux de combustion de l'assemblage différente l'un de l'autre. En variante, le premier et le deuxième radionucléide peuvent donc être pour un assemblage de combustible nucléaire usuel l'isotope 154 de l'europium 154Eu et l'isotope 137 du césium 137Cs. En effet, ces deux isotopes, de la même façon que les isotopes 134 et 137 du césium 134Cs, 137Cs, présentent une activité respective qui varie linéairement et au carré avec le taux de combustion. Bien entendu, en fonction du type d'assemblages de combustible nucléaire, d'autres paires de radionucléides peuvent être envisagées sans que l'on sorte du cadre de l'invention.
Ainsi, dans la pratique lors de la détermination d'une signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50, la mesure du rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide peut consister à : - déterminer dans un premier temps à partir d'une mesure du rayonnement gamma émis par l'assemblage, et notamment sur la base d'une détermination de la distribution des énergies déposées par chacun des premier et deuxième radionucléides, les taux d'activité Sri et Sr2 de respectivement le premier et le deuxième radionucléide, - calculer un indicateur du taux de combustion li correspondant au rapport de taux d'activité Sri et Sr2 de respectivement le premier et le deuxième radionucléide sur la base de l'équation suivante : (1) /1=^· ^R2
Une telle équation, dans le cadre de la configuration privilégiée devient : (2) d137Cs
Dans cette même configuration privilégiée de l'invention, le radionucléide à vie courte peut être l'isotope 131 de l'iode 131 131l. L'activité d'un tel radionucléide est une caractéristique de l'assemblage de combustible nucléaire à instant donné dont la variation est parfaitement prévisible. Ainsi en déterminant l'activité d'un radionucléide à vie courte d'un assemblage de combustible nucléaire à un instant donnée, par exemple à l'étape A), il est possible de confirmer l'identité dudit assemblage de combustible nucléaire à un autre instant donnée, par exemple aux étapes B) et C), en vérifiant que la baisse d'activité entre ces deux instants est concordante. Une telle caractéristique permet de vérifier le temps de refroidissement de l'assemblage de combustible nucléaire 50.
Ainsi, dans la pratique lors de la détermination d'une signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50, la mesure de l'activité d'au moins un radionucléide à vie courte peut consister à : déterminer à partir d'une mesure du rayonnement gamma émis par l'assemblage, et notamment sur la base d'une détermination de la distribution des énergies déposées par l'au moins un radionucléide à vie courte, le taux d'activité Sx d'l'au moins un radionucléide à vie courte. L'au moins un radionucléide à vie courte peut être sélectionné de manière à ce que sa période de demi-vie ti/2 respecte l'équation suivante : (3) “>t1/2>3.Ames,
Avec ti/2 la période de demi-vie du radionucléide et Ames une durée estimée entre les étapes A) et B).
Ainsi, pour une durée classique de chargement du cœur 23 d'une tranche 1 de centrale nucléaire comprise entre 1 à 2 semaines et dans la configuration priviligiée de l'invention, le radionucléide à vie est l'isotope 137 de l'iode 1371, celui-ci présentant une période de demi-vie de 8 jours. L'indicateur correspondant à l'activité du radionucléide à vie courte est noté par la suite X avec X=Sx. Dans la configuration pratique, le radionucléide à vie courte étant l'isotope 137 de l'iode 137l, l'indicateur X est égal à S1371.
Lors de la l'étape C), la vérification de la concordance consiste à vérifier que l'intervalle de temps At entre la mesure du rayonnement gamma de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier à l'étape A) et la mesure du rayonnement gamma de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné à l'étape B) concorde avec un temps de référence tref déterminé à partir de l'équation suivante : ,,η _ ln(XA)-ln(XB) W Uef — >
Avec Xa l'indicateur X déterminé à l'étape A), Xb l'indicateur X déterminé à l'étape B) et λχ la constante radioactive du radionucléide à vie courte. Dans le cadre de la configuration privilégiée, la constante radioactive λχ est celle de l'isotope 131 de l'iode 131l.
Bien entendu, en variante et/ou dans le cas où le durée entre les étapes A) et B) est autre qu'une durée comprise entre 1 à 2 semaines, le choix de l'au moins un radionucléide peut être autre. Ainsi, en suivant l'équation (3) et sur la base du tableau 1 ci-dessous, l'au moins un radionucléide peut être choisi comme suit : pour une durée estimée entre les étapes A) et B) inférieure à une semaine, l'au moins un radionucléide à vie courte étant l'isotope 135 du xénon, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 semaine et 1 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 133m du Xénon, l'isotope 133, l'isotope 131 de l'iode et le couple formé par l'isotope 140 du Baryum et l'isotope 140 du Lanthane, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 à 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 141 du cérium, l'isotope 95 du niobium, l'isotope 103 du ruthénium, l'isotope 91 de l'yttrium et l'isotope 95 du zirconium, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) supérieure 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant le couple formé par l'isotope 144 du cérium et l'isotope 144 du praséodyme et le couple formée par l'isotope 106 du ruthénium et l'isotope 106 du rhodium.
De la même façon, dans le cas, par exemple, où il ne serait pas possible d'estimer la durée entre les étapes A) et B), la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire 50 à l'étape A) peut comprendre la mesure d'activité d'au moins un premier et un deuxième radionucléide, le deuxième radionucléide présentant une période de demi-vie différente de celle du premier radionucléide. Dans ce cas-là, la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire 50 à l'étape B) peut comprendre soit : la mesure d'activité du premier et du deuxième radionucléide, la mesure d'activité d'un seul radionucléide parmi le premier et le deuxième radionucléide choisi en fonction de ladite durée effective.
Ainsi, afin de rendre le procédé adapté à une durée entre les étapes A) et B) quelconque, il est également envisageable que la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire 50 à l'étape A) comprenne la mesure d'activité d'au moins cinq radionucléides sélectionnés pour correspondre aux cinq durées estimés indiqués plus haut.
Tableau 1 : liste non exhaustive de radionucléides/couples de radionucléides qui peuvent être utilisés en tant que l'au moins un radionucléide à vie courte susceptible dans le cadre de l'invention mis en relation avec leur période de demi-vie respective.
La caractéristique mesurée de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 dudit assemblage de combustible nucléaire 50 lors de la détermination de la signature dudit assemblage peut être la suivante : taux de transmission par ledit crayon 55 d'au moins un pic énergétique de l'émission du radionucléide de haute activité.
Comme cela est démontré ci-après dans le cadre de la description du système d'identification 100, un tel taux de transmission est relié à la masse volumique du crayon 55 de combustible et l'absorption qu'elle occasionne. Cette masse volumique étant
elle-même directement reliée au taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53, il est possible d'évaluer le taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 au travers de cette mesure. Dans la configuration privilégiée de l'invention, la source gamma de haute activité 126 peut être une source de l'isotope 152 d'Europium 152Eu et le pic d'émission gamma dont le taux de transmission est mesuré est la pic d'énergie 344,89 KeV.
Ainsi dans la pratique lors de la détermination d'une signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50, la mesure du taux d'absorption du crayon 55 d'au moins un pic d'émission du radionucléide de haute activité peut consister à : - déterminer dans un premier temps l'énergie Syo émise par la source gamma haute activité au pic d'émission d'énergie donnée ceci en l'absence du crayon 55, - placer le crayon 55 de manière à ce qu'il intercepte le rayonnement gamma émis par la source gamma haute activité 126, - déterminer dans un deuxième temps et en gardant en place le crayon 55 l'énergie Sy transmise au travers du crayon 55 au pic d'émission d'énergie donnée, - calculer l'indicateur de transmission I2 = — qui est donc corrélé à la
Sy(} masse volumique du crayon 55.
Bien entendu, d'autres sources gamma haute activité sont également envisageables sans que l'on sorte du cadre de l'invention.
La signature de chacun des assemblages comporte donc trois indicateurs li, b et X, les deux premiers étant reliés au taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53, et le dernier étant caractéristique de chacun des assemblages de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 et étant relié au temps de refroidissement dudit assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53. Ainsi, cette signature permet de remonter au taux de combustion de l'assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 à partir de deux mesures indépendantes l'une de l'autre et redondantes et d'assurer une bonne identification par l'activité du radionucléide à vie courte.
Bien entendu, si dans le cadre de l'invention, la signature d'un assemblage de combustible 50, 51, 52, 53 comporte o minimo une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53 et une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 dudit assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53, cette signature peut également comporter d'autres types de mesure sans que l'on sorte du cadre de l'invention. Ainsi par exemple, la signature peut également comporter une caractéristique thermique obtenue au moyen d'une vidéo thermique ou une caractéristique ultrasonore.
Un tel procédé d'identification peut être mis en oeuvre au moyen d'un système d'identification 100 d'un assemblage de combustible 50, 51, 52, 53.
Un tel système d'identification 100, comme illustré sur la figure 3, comprend : une unité de mesure de rayonnement gamma 110 configurée pour mesurer l'émission gamma d'un assemblage de combustible nucléaire 50, 51, 52, 53, une unité de mesure en transmission 120 de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité 126 configurée pour mesurer la transmission du rayonnement gamma de la source gamma haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 d'un assemblage de combustible à nucléaire 50, 51, 52, 53, une unité de traitement 130 configurée pour déterminer à partir de l'unité de mesure de rayonnement gamma 110 et de l'unité de mesure en transmission 120 une signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50 à identifier et une signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire 50,51, 52, 53, chacune des signatures déterminées comprenant une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire 50 par l'unité de mesure de rayonnement 110 et au moins une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu de la source gamma de haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 dudit assemblage de combustible nucléaire 50 par l'unité de mesure en transmission 120. L'unité de traitement 130 est en outre configurée pour vérifier la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire 50 à identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la détermination des deux signatures, l'assemblage de combustible nucléaire 50 sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification.
La figure 4 illustre l'unité de mesure de rayonnement gamma 110. L'unité de mesure de rayonnement gamma 110 comporte : un premier spectromètre gamma 111, 112 composé d'un premier détecteur de spectrométrie gamma 111 et d'un premier photomultiplicateur 112, un premier boîtier de collimation 113 comportant un logement 114 étanche dans lequel est logé le premier spectromètre gamma 111,112, une première sonde de températurell5, une source d'émission gamma d'étalonnage 116 montée déplaçable entre une position dans laquelle elle est mesurable par le premier spectromètre gamma 111, 112 et une deuxième position dans laquelle elle n'interfère pas avec la mesure effectuée par le premier spectromètre gamma 111,112.
Le premier détecteur de spectrométrie gamma 111 est un détecteur fonctionnant à température ambiante tel que par exemple un scintillateur au bromure de lanthane LaBn ou une diode en tellurure de zinc cadmium CdZnTe qui est apte à fournir une mesure de spectroscopie. Ce détecteur de spectroscopie gamma 111 est associé à un photomultiplicateur 112 afin de fournir un signal directement exploitable par l'unité de traitement 130.
Le premier détecteur de spectrométrie gamma 111 et le premier photomultiplicateur 112 sont agencés dans le premier boîtier de collimation dans un logement étanche 114. De cette manière, l'unité de mesure gamma 110 peut être installée directement dans l'une parmi la piscine de réacteur 21 et la piscine de désactivation 31 et permettre la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire 50 lors de son transfert entre le cœur 23 et la zone de stockage 32.
Le premier boîtier de collimation 113 et son logement étanche 114 sont conformés afin de permettre une mesure sélective d'un seul assemblage de combustible nucléaire 50. Une telle conformation du boîtier de collimation 113 peut être obtenue, comme le montre la figure 4, en formant le boîtier dans un matériau dense et opaque au rayonnement gamma, tel que par exemple le plomb Pb, le tungstène W ou un de leur alliage tel que les dénals, et en prévoyant une ouverture devant laquelle pourra être placé l'assemblage de combustible nucléaire 50. De cette manière l'unité de mesure du rayonnement gamma 110 présente une mesure qui est directive et seul le rayonnement émis par l'assemblage de combustible nucléaire 50 dont la signature doit être déterminée est mesuré.
Afin d'améliorer la stabilité de la mesure et faciliter la vérification de la concordance à l'étape C) entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire à identifier déterminé à l'étape A) et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire sélectionné déterminé à l'étape B), l'unité de mesure de rayonnement gamma 110 comporte une sonde de température 115 et une source d'émission gamma 116. De cette manière, il est possible de compenser, au moyen d'une mesure préalable soit de la température, soit de l'émission de la source d'émission gamma 116, les éventuelles variations dans les conditions de mesures entre l'étape A) et B).
Bien entendu, dans une variante de l'invention il est également possible, que l'unité de mesure de rayonnement gamma 110 ne comporte pas de sonde de température 115 et/ou de source d'émission gamma 116 d'étalonnage. Selon cette variante, les éventuelles variations peuvent être compensées soit à partir d'une mesure de température extérieure, telle que celle qui pourrait être obtenue par une sonde de température de la piscine 23, 32 dans laquelle est disposée l'unité de mesure de rayonnement gamma 110, soit en prenant en compte des marges suffisantes pour inclure de telles éventuelles variations.
La figure 5 illustre schématiquement l'unité de mesure en transmission gamma 120. L'unité de mesure en transmission gamma 120 comporte : la source gamma haute activité 126, un deuxième spectromètre gamma 121,122 disposé en regard de la source gamma haute activité 126, l'espace entre la source gamma haute activité 126 et le deuxième spectromètre gamma 121,122 étant suffisant pour autoriser le placement d'un assemblage de combustible nucléaire 50 de telle manière qu'au moins un crayon 55 de l'assemblage de combustible nucléaire 50 s'interpose entre la source gamma haute activité 126 et le deuxième spectromètre gamma 121, un deuxième boîtier de collimation 123 comportant un logement 124 étanche dans lequel est logé le deuxième spectromètre gamma 121,122, une deuxième sonde de température 125.
On peut noter que, de par la présence de la source gamma haute activité 126, l'unité de mesure en transmission gamma 126 n'a pas besoin de source gamma d'étalonnage. De la même façon, la source gamma haute activité 126 présentant un rayonnement gamma qui lui est propre et qui ne sera pas perturbé par l'émission des assemblages de combustible nucléaire 50, le deuxième boîtier de collimation 123 est optionnel. Ceci est également le cas pour la deuxième sonde température 125, puisque la détermination du taux de transmission est réalisée à partir de deux mesures successives avec et sans le crayon 55 avec un intervalle de temps entre ces deux mesures qui est relativement faible.
Le deuxième spectromètre gamma 121, 122 présente une configuration similaire à celui du premier spectromètre gamma 111,112 et comporte ainsi un deuxième détecteur de spectrométrie gamma 121 associé à un deuxième photomultiplicateur. Le deuxième détecteur de spectrométrie gamma 121 est un détecteur fonctionnant à température ambiante tel que par exemple un scintillateur au bromure de lanthane LaBn ou une diode en tellurure de zinc cadmium CdZnTe qui est apte à fournir une mesure de spectroscopie. L'association du deuxième photomultiplicateur 122 au détecteur de spectroscopie gamma 121 permet la fourniture d'un signal directement exploitable à l'unité de traitement 130.
Le premier détecteur de spectrométrie gamma 121 et le photomultiplicateur 122 sont agencés dans le deuxième boîtier de collimation 123 dans un logement étanche 124. De cette manière, l'unité de mesure en transmission gamma 120 peut être installée directement dans l'une parmi la piscine de réacteur 21 et la piscine de désactivation 31 et permettre la mesure d'au moins une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité 126 au travers d'au moins un crayon 55 l'assemblage de combustible nucléaire 50 lors de son transfert entre le cœur 23 et la zone de stockage 32.
Comme indiqué plus haut, l'agencement de l'ensemble deuxième spectromètre gamma 121,122/ deuxième boîtier de collimation 123 par rapport à la source gamma haute activité 126 est suffisant pour permettre le placement d'un assemblage de combustible nucléaire 50 de telle manière qu'au moins un crayon 55 de l'assemblage de combustible nucléaire 50 s'interpose entre la source gamma haute activité 126 et le deuxième spectromètre gamma 121. De cette manière, il est possible de mesurer le rayonnement gamma de la source gamma haute activité 126 transmis au travers dudit crayon 55 lorsque l'assemblage de combustible nucléaire 50 présente le positionnement illustré sur la figure 5.
La figure 6 et le tableau 1 repris ci-dessous illustrent la variation du signal de transmission d'un crayon 55 attendue entre un assemblage de combustible nucléaire d'UCh présentant un taux de combustion nul, une masse volumique de 10,97 g.cm 3 et un assemblage de combustible nucléaire d'U02 présentant un taux de combustion de 70GWj/t, une masse volumique de 10,1 g.cm 3 ceci pour une source gamma à haute activité 216 dont le radionucléide est l'isotope 152 de l'europium 152Eu. On peut ainsi voir dans le tableau 1 que les calculs Monte Carlo MCNPX montrent que le taux de transmission I2 augmente lorsque la densité du combustible baisse. Ce tableau montre également, comme l'indiquent également les pics 201 observables sur la figure 6, que ce phénomène est particulièrement marqué pour le pic d'émission de l'152-europium 152Eu à 344,89 KeV. En effet, on observe que pour ce pic d'émission le contraste de l'indicateur I2 est supérieur à 20% (ligne entourée sur le tableau 1). Un tel contraste est suffisant pour autoriser une mesure rapide et fiable.
Tableau 2 : variation l'indicateur L pour deux assemblages de combustible nucléaire d'UC>2 présentant une masse volumique respective de 10,97 g.cm 3 et 10,1 g.cm 3 ceci pour plusieurs pics d'émission de l'isotope 152 de l'europium 152Eu.
On note également que dans le tableau 1 l'isotope 152 de l'europium présente également d'autre pics d'émission avec des contrastes supérieurs, voire proches de 5%, qui pourrait également être exploités en parallèle ou en alternative au pic d'émission à 344,89 KeV.
Ainsi, l'indicateur I2, lorsque le pic d'émission de la source gamma de haute activité 126 est choisi de manière appropriée, permet une mesure fiable du taux de combustion d'un assemblage de combustible nucléaire.
Que ce soit l'unité de mesure de rayonnement gamma 110 ou l'unité de mesure en transmission 120, elles sont toutes deux en communication avec l'unité de traitement 130 de manière à ce que l'unité de traitement 130 puisse les commander et récupérer les signaux mesurés.
Ainsi, l'unité de traitement est configurée pour commander l'unité de mesure du rayonnement gamma 110 pour réaliser une mesure du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire et déterminer à partir de ces mesures les indicateurs li et X sur la base, notamment, de la formule (1). L'unité de traitement est également configurée pour commander l'unité de mesure en transmission gamma 120 pour réaliser une mesure du rayonnement gamma émis par la source gamma de haute activité 126 respectivement ; en l'absence de crayon 55, et après transmission au travers du crayon 55, et pour calculer, à partir de ces mesures, l'indice I2. Avec une telle
configuration, l'unité de traitement permet de déterminer au moyen des unités de mesure du rayonnement gamma et de mesure en transmission gamma 110,120 la signature d'un assemblage de combustible nucléaire 50 que celui-ci soit un assemblage de combustible nucléaire à identifier ou un assemblage de combustible nucléaire sélectionné. L'unité de traitement 130 est également configurée pour vérifier la correspondance entre la signature d'un assemblage de combustible nucléaire à identifier et celle d'un assemblage de combustible nucléaire sélectionné. Pour ce faire, l'unité de traitement 130 est adaptée pour vérifier la correspondance entre les indicateurs li et b et pour vérifier que le temps de refroidissement déterminé à partir des indicateurs X est conforme à la formule (3).
Une fois l'identité de l'assemblage de combustible nucléaire confirmée ou infirmée, l'unité de traitement 130 communique l'information au centre de commande et de contrôle 60 afin que l'information puisse être exploitée et que l'opérateur puisse effectuer les manipulations nécessaires sur l'assemblage de combustible nucléaire 50 dont l'identité a été confirmée ou infirmée.

Claims (15)

  1. REVENDICATIONS
    1. Procédé d'identification d'un assemblage de combustible nucléaire (50) parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53), chaque assemblage de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53) comportant une pluralité de crayons (51) , ledit procédé comprenant les étapes suivantes : A) détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) à identifier parmi la pluralité d'assemblage de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53), B) sélection d'un assemblage de combustible nucléaire (50) parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53) et détermination d'une signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné, C) vérification de la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) à identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la réalisation des étapes A) et B), l'assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification, D) si la concordance est infirmée lors de la vérification, retour à l'étape B) en sélectionnant un autre assemblage de combustible nucléaire (50) parmi la pluralité d'assemblages de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53), ledit procédé d'identification étant caractérisé en ce que lors des étapes A) et B), la détermination de la signature comprend une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire (50) et une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité (126) au travers d'au moins un crayon (55) dudit assemblage de combustible nucléaire (50).
  2. 2. Procédé d'identification selon la revendication 1, dans lequel lors des étapes A) et B) la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire (50) comprend la mesure d'un rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide, le premier et le deuxième radionucléide étant choisis comme présentant une dépendance de leur activité vis-à-vis du taux de combustion de l'assemblage différente l'une de l'autre.
  3. 3. Procédé d'identification selon la revendication 2, dans lequel lors des étapes A) et B) le premier et le deuxième radionucléide sont respectivement le Césium-134 et le Césium-137, ou inversement.
  4. 4. Procédé d'identification selon l'une quelconque des revendications 1 à 3 dans lequel lors des étapes A) et B) la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire (50) comprend la mesure d'activité d'au moins un radionucléide à vie courte.
  5. 5. Procédé d'identification selon la revendication 4, dans lequel l'au moins un radionucléide à vie courte est choisi en fonction d'une durée estimée entre les étapes A) et B), le choix de l'au moins un radionucléide se faisant comme suit : pour une durée estimée entre les étapes A) et B) inférieure à une semaine, l'au moins un radionucléide à vie courte étant l'isotope 135 du xénon, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 semaine et 1 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 133m du Xénon, l'isotope 133, l'isotope 131 de l'iode et le couple formé par l'isotope 140 du Baryum et l'isotope 140 du Lanthane, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) comprise entre 1 à 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant l'isotope 141 du cérium, l'isotope 95 du niobium, l'isotope 103 du ruthénium, l'isotope 91 de l'yttrium et l'isotope 95 du zirconium, pour une durée estimée entre les étapes A) et B) supérieure 2 mois, l'au moins un radionucléide à vie courte étant choisi dans le groupe comportant le couple formé par l'isotope 144 du cérium et l'isotope 144 du praséodyme et le couple formée par l'isotope 106 du ruthénium et l'isotope 106 du rhodium.
  6. 6. Procédé d'identification selon la revendication 4 dans lequel lors de l'étape A) la mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par l'assemblage de combustible nucléaire (50) comprend la mesure d'activité d'au moins un premier et un deuxième radionucléide, le deuxième radionucléide présentant une période de demi-vie différente de celle du premier radionucléide.
  7. 7. Procédé d'identification selon l'une quelconque des revendications 1 à 6 dans lequel lors des étapes A) et B) la mesure d'une caractéristique de la transmission comprend une mesure d'une valeur de transmission à au moins une énergie déposée par la source gamma de haute activité (126).
  8. 8. Procédé d'identification selon la revendication 7 dans lequel la source gamma de haute activité (126) comprend de l'europium-152 et dans lequel l'énergie déposée par la source gamma de haute activité (126) est sélectionné parmi le groupe comportant 344,89 KeV, 779,74 KeV, 966,8 KeV, 1,0866 MeV, 1,2226 MeV et 1,4085 MeV, l'énergie déposée étant préférentiellement 344,89 KeV.
  9. 9. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 8 dans lequel l'étape A) est réalisée lors du déchargement d'au moins un cœur (22) d'une tranche nucléaire et dans lequel l'étape B) est réalisée lors du rechargement de l'au moins un cœur (22) d'une tranche nucléaire de manière à éviter toute substitution d'un assemblage de combustible nucléaire (50) par un autre assemblage de combustible nucléaire (51, 52, 53).
  10. 10. Système d'identification (100) d'un assemblage de combustible (50, 51, 52, 53), le système d'identification étant caractérisé en ce qu'il comprend : une unité de mesure de rayonnement gamma (110) configurée pour mesurer l'émission gamma d'un assemblage de combustible nucléaire, une unité de mesure en transmission (120) de la transmission du rayonnement gamma issu d'une source gamma de haute activité (126) configurée pour mesurer la transmission du rayonnement gamma de la source gamma haute activité (126) au travers d'au moins un crayon (55) d'un assemblage de combustible à nucléaire (50), une unité de traitement (130) configurée pour déterminer à partir de l'unité de mesure de rayonnement gamma (110) et de l'unité de mesure en transmission (120) une signature d'un assemblage de combustible nucléaire (50) à identifier et une signature d'un assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné parmi une pluralité d'assemblages de combustible nucléaire (50, 51, 52, 53), chacune des signatures déterminées comprenant une mesure d'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire (50) par l'unité de mesure de rayonnement (110) et au moins une mesure d'une caractéristique de la transmission du rayonnement gamma issu de la source gamma de haute activité (126) au travers d'au moins un crayon (55) dudit assemblage de combustible nucléaire (50) par l'unité de mesure en transmission (120), l'unité de traitement (130) étant en outre configurée pour vérifier la concordance entre la signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné et la signature de l'assemblage de combustible nucléaire (50) à identifier ceci en tenant compte du temps passé entre la détermination des deux signatures, l'assemblage de combustible nucléaire (50) sélectionné étant identifié si la correspondance est confirmée par la vérification.
  11. 11. Système d'identification (100) selon la revendication 10, dans lequel l'unité de mesure de rayonnement gamma (110) et l'unité de mesure en transmission (120) sont configurées pour fonctionner dans un environnement liquide.
  12. 12. Système d'identification (100) selon la revendication 10 ou 11, dans lequel l'unité de mesure de rayonnement gamma (110) comporte : un premier spectromètre gamma (111,112), un premier boîtier de collimation (113) logeant le premier spectromètre gamma (111).
  13. 13. système d'identification (100) selon l'une quelconque des revendications 10 à 12, dans lequel l'unité de mesure en transmission gamma(120) comporte : une source gamma haute activité (126), un deuxième spectromètre gamma (121, 122) disposé en regard de la source gamma haute activité (126), l'espace entre la source gamma haute activité (126) et le deuxième spectromètre gamma (121) étant suffisant pour autoriser le placement d'un assemblage de combustible nucléaire (55) de tel manière qu'au moins un crayon (51) de l'assemblage de combustible nucléaire (50) s'interpose entre la source gamma haute activité (126) et le deuxième spectromètre gamma (121).
  14. 14. Système d'identification (100) selon l'une quelconque des revendications 10 à 13, dans lequel l'unité de traitement (130) est en outre configurée pour que l'au moins une caractéristique du rayonnement gamma émis par ledit assemblage de combustible nucléaire comprend la mesure d'un rapport d'activité entre un premier et un deuxième radionucléide et la mesure d'activité d'un radionucléide à vie courte, et dans lequel l'unité de traitement (130) est en outre configurée pour que l'au moins une caractéristique de la transmission comprend une mesure d'une valeur de transmission à au moins une énergie déposée par la source gamma de haute activité (126).
  15. 15. Installation nucléaire caractérisée en ce qu'elle comprend un système d'identification (100) selon l'une quelconque des revendications 10 à 14.
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