WO2006070091A1 - Procede et dispositif de determination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un reacteur nucleaire et utilisation - Google Patents
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Definitions
- the invention relates to a method and a device for determining the combustion rate of a fuel assembly of the core of a nuclear reactor and, in particular, of a nuclear reactor cooled by light water.
- Nuclear reactors cooled by light water such as pressurized water nuclear reactors comprise a core consisting of fuel assemblies each comprising a bundle of parallel fuel rods between them containing at least one nuclear fuel such as uranium UO 2 or plutonium dioxide PuO 2 or uranium oxide poisoned for example by gadolinium, erbium or zirconium boride ZrB 2 .
- the fissile nuclear fuel contained in the fuel assemblies is partially consumed, so that it is necessary to replace at least some fuel assemblies of the nuclear reactor core with new assemblies.
- the spent fuel assemblies that are removed from the core are transported to a deactivation pool, where they can remain for very long periods of time, before possibly being reprocessed by methods for recovering the fissile material still present in the reactor.
- fuel assembly uranium 235
- fissile material produced by the action of neutrons in the nuclear reactor core on uranium U238 nuclear fuel (plutonium 239).
- the state of combustion that is to say the rate of combustion or depletion of the fuel assemblies, this combustion rate being measured in the form of an energy produced by the fissile material consumed relative to the mass of the fuel.
- the depletion rate is generally expressed in megawatt days per tonne or MWj / t.
- Some algorithms make it possible to calculate the combustion rate of the nuclear fuel material from a measurement of emission rate ⁇ .
- methods based on the principle of ⁇ -spectrometry can only be used on sufficiently cooled fuel after leaving the nuclear reactor core. Indeed, measurements by ⁇ -spectrometry must be carried out on long-lived isotopes well chosen and representative of the disappearance of atoms of fissile material in the nuclear fuel and the fuel assemblies include, at their exit from the heart, numerous short-lived fission products that are likely to interfere with the long-lived fission products that are used for ⁇ -spectrometry measurements.
- the measurements made on fuel leaving the core, by ⁇ -spectrometry are therefore not representative and it is not possible to accurately calculate the fuel exhaustion rate from these measurements.
- measurements are made after more than thirty days and usually after several months of residence of the fuel assemblies in the deactivation pool.
- the aim of the invention is therefore to propose a method for determining the combustion rate of a fuel assembly of the core of a nuclear reactor consisting of a bundle of fuel rods parallel to each other containing at least one nuclear fuel among the uranium oxide and plutonium oxide, extracted from the core and irradiated after a period of operation of the reactor, from a measurement of the emission rate ⁇ of at least one line of the emission spectrum ⁇ of at least one isotope of a fission product of the irradiated nuclear fuel, which process can be implemented quickly after the unloading of the fuel assembly from the core of a nuclear reactor.
- the emission rate ⁇ is measured in counts per second, of the at least one line of the spectrum of the fission product constituting a tracer of the combustion rate, less than 30 days after the exit of the assembly of the core, using a high-purity, high-resolution germanium photon detector cooled by a cryogenic system, placed in the air and having a radiological protection to limit background noise, equipped with a counting chain and a collimator having a rectilinear conduit having a first end adjacent to an area of the fuel assembly and a second airtight end to the photon detector, the fuel assembly being separated from the first end of the rectilinear conduit collimator by a layer of water of a thickness to mitigate count rates and moved in a longitudinal direction of the fuel assembly relative to the ollimateur, so as to perform measurement in each of a plurality of measurement points along the length of the fuel assembly,
- the tracer is at least one of 144 Ce at 2185 keV, 134 Cs at 795 keV, 137 Cs at 661 keV and 106 Ru at 622 keV, and the combustion rate of the fuel assembly at each of the measurement points is calculated from calculation and correction software from the measurement of emission rate ⁇ by self-attenuation calculations and evolution codes.
- the first end of the rectilinear conduit of the collimator is separated from the fuel assembly by a layer of water having a thickness of approximately 50 cm. a measurement is made at each of the points of the plurality of measurement points along the length of the fuel assembly, for a period of at least thirty seconds, during which photons are counted.
- the fuel assembly is moved in its longitudinal direction, so as to measure in successive longitudinal sections of the fuel assembly with a length of 1 mm to 2 mm.
- the invention also relates to a device for determining the combustion rate of a fuel assembly of the core of a reactor consisting of a bundle of parallel fuel rods containing at least one nuclear fuel among uranium oxide. and the plutonium oxide, extracted from the core and irradiated after a period of operation of the reactor, from a measurement of the emission rate ⁇ of at least one line of the ⁇ emission spectrum of at least an isotope of a fission product of the irradiated nuclear fuel, characterized in that it comprises:
- a high purity and high resolution germanium photon detector a shield having a cavity for housing the detector
- an elongated collimator having a first end intended to be placed in the vicinity of the fuel assembly and a second end intended to be placed in the vicinity of the shielding enclosing the detector, traversed by a guide slot in its longitudinal direction; between its first and second ends in the extension of a shield channel joining a surface of the shield directed towards the collimator to the cavity of the detector,
- the slot of the collimator has, in the direction of the length of the fuel assembly, a width of one to two millimeters.
- it furthermore comprises a mechanical system for precisely moving and guiding the fuel assembly along its longitudinal direction, inside a pool in which the fuel assembly is immersed.
- the mechanical guiding and displacement system is controlled by a guiding and moving automaton connected to the computer.
- the method and the device according to the invention can be used for one of the following tasks:
- FIG. 1 shows the assembly of fuel 1 discharged from the core of a nuclear reactor cooled by pressurized water in the ⁇ emission rate measurement position in a pool, close to the nuclear reactor, for example in the fuel pool of the nuclear power plant.
- the fuel assemblies for nuclear reactors cooled by pressurized water comprise a bundle of rods which are held within a framework of the fuel assembly, in arrangements where the rods are all parallel to each other. .
- the fuel assembly is disposed in the pool with its axis (i.e., the axis of the pencil beam 3) in an elongated arrangement, at a certain depth below the upper level 2 of the water in the fuel pool.
- the fuel assembly is introduced inside a precise guide system 4 and moved in its axial direction, as represented by the arrow 5, so as to scroll one of the faces of the fuel assembly in front of the device 6 to measure the rate of exhaustion.
- the fuel assembly comprises a beam having a straight prismatic shape, that is to say the shape of a parallelepiped with a square section.
- the rod bundle 3 of the fuel assembly may have 17 x 17 rods arranged and held in parallel arrangements and such that their cross sections in a plane perpendicular to the longitudinal direction of the assembly of fuel are arranged in a regular square mesh network constituting the cross section of the bundle of the fuel assembly.
- the rods of a fuel assembly for a pressurized water nuclear reactor consist of alloy tubes of zirconium with a diameter of the order of 10 mm and a length greater than 4 m containing fuel pellets and closed at their ends by plugs.
- the fuel assembly 1 therefore has a length greater than 4 m.
- Its cross section has the shape of a square having a side of the order of 20 cm.
- the process according to the invention makes it possible to determine the rate of exhaustion of a fuel assembly 1 shortly after leaving the core of a pressurized water nuclear reactor and, generally speaking, less than thirty days after out of the assembly of the heart.
- the method of the invention is implemented using a device 6 of ⁇ spectrometry for counting the photons emitted by at least one isotope of a long-lived fission product contained in the irradiated fuel assembly 1 and originating from fission of the fissile material from the fuel assembly (uranium 235 or plutonium 239).
- the spectrometry apparatus 6 generally comprises a collimator 7, a detector 8 disposed inside a shield 9, a chain 10 for rapidly acquiring the emission rate ⁇ and a calculator 11 for processing. measurements and display of results in the form of fuel assembly depletion rate. Since it is necessary to use a photon detector requiring cooling at cryogenic temperatures, the device 6 further comprises a compressor 12 for cooling the cavity 9a of the screen 9 in which the detector
- the measurement is performed on successive regions in the longitudinal direction of the fuel assembly and the displacement of the fuel assembly in its longitudinal direction may require the use of a controller. guiding and moving the fuel assembly 13 in order to increase the accuracy of the measurements.
- the rapid acquisition chain 10 of emission rate measurements ⁇ and the automatic control and displacement automaton 13 are connected to the computer 11.
- the collimator 7 comprises a body made of heavy material, generally made of lead, which may have, for example, the shape of a parallelepiped or a cylinder whose length is greater than the immersion depth of the fuel assembly below the water level 2 of the pool. This depth of immersion is generally of the order of 3 to 4 meters, and the collimator has a sufficient length so that its lower end is at a distance of about 50 cm from the fuel assembly.
- the width of the collimator in the transverse direction of the face of the fuel assembly on which the measurement is made is equal to a fraction of the square section side of the fuel assembly.
- the collimator 7 comprises a longitudinal slot 7a extending along its entire length, the thickness of which, in the longitudinal direction, is between 1 mm and 2 mm, in order to carry out successive measurements on zones of the assembly of fuel having a length of 1 mm to 2 mm in the longitudinal direction.
- the guiding system 4 of the fuel assembly makes it possible to move the fuel assembly along successive measurement zones with an accuracy greater than 1 mm.
- the photon detector 8 is a high purity germanium detector (Ge HP) for obtaining a high resolution of the measurement. Such a detector must be carefully protected from interference by a shield. The detector 8 is thus placed in a central cavity under air with a lead shielding 9 whose dimensions are much greater than the size of the cavity enclosing the detector 8.
- the shield 9 is traversed by a channel 9b of shape and dimensions, in cross section, identical to those of the longitudinal slot 7a of the collimator 7, arranged in the extension of the slit 7a of the collimator and passing through the entire wall of the collimator. shielding between the cavity 9a of the detector 8 and the face of the shield directed towards the collimator 7.
- the ultra pure germanium detector (Ge HP) must be used at a cryogenic temperature, so that the shielding cavity 9a is cooled to this cryogenic temperature (for example the temperature of the nitrogen atom).
- quide ie 77 ° K
- a compressor 12 connected by a pipe to the central cavity 9a of the shielding 9.
- This choice is one of the characteristics of the method of the invention and determines the characteristics of the device 6 for measuring emission rates and in particular the fast acquisition chain. measurements and the processing software.
- the choice of the isotope of the fission product taken into account for the measurements must take into account that the measurements can be used for different applications as listed above (data for the reprocessing of the fuel, control of the loading sequence , optimization of fuel storage or reloading, etc.).
- fission product isotope lines have been determined in a very precise manner and can be used generally for measurements of the low cooling exhaustion rate but which will be devolved preferentially to the fission product. one of the tasks mentioned above.
- the following tracers of the combustion rate of a fuel assembly recently removed from the core have been selected: - 144 Ce at 2185 keV,
- the assembly is engaged fuel in a system 4 for guiding and displacement, in the longitudinal direction, aligned along the axis of the bundle of the fuel assembly.
- the depletion rate measuring device is placed so that the lower end of the collimator 7 which is immersed in the fuel pool is at a distance which must be determined so as to accommodate the combustion rate (for example 50cm for precise measurements).
- the position of the collimator should be set to 1 mm or 2 mm, relative to the fuel assembly on which the measurement is made, above the upper face of the fuel assembly.
- the ultra-pure germanium detector is placed inside its shield above the level of the swimming pool, in the extension of the collector and connected to the fast data acquisition chain, itself linked to the data acquisition computer. treatment and display results, above the level of the pool.
- the germanium detector is brought to its operating temperature by the cooling compressor 12 and the fuel assembly is placed in such a way that a first measurement zone (for example at a first end of the bundle) is screwed to -vis the guide slot 7a collimator 7. A first measurement is made and then moves accurately the fuel assembly, so that a second measurement zone is in front of the collimator.
- the slot 7a of the collimator 7 is in air, the detector 8 itself being in the air filling the cavity 9a of the shield.
- the fast acquisition chain 10 transmits to the treatment computer 11, successively, the counts carried out in each zone of the fuel assembly.
- the treatment computer 11 uses several software programs to determine the rate of fuel depletion, based on the count of photons emitted by the tracer chosen from one of the tracers mentioned above.
- the computer 11 includes self-attenuation calculation software, that is to say a software for correcting the measurements, according to the attenuation due to the components of the surrounding fuel assembly. the nuclear fuel, in the longitudinal measuring zone on which the count was made.
- the self-attenuation calculation software takes into account the presence of the zirconium alloy tubular sheath around the pellets of fuel material, the elements of the fuel assembly frame (grids and guide tubes) and the geometric arrangement of the rods relative to these elements.
- the calculator 11 also uses a software for calculating the exhaustion rate from the photon count, taking into account the self-attenuation calculations, called the evolution code.
- the determination of the burnout rate of the fuel assembly takes into account all emission rate measurements made along the length of the fuel assembly.
- This provides information that can be used either for the reprocessing of the fuel assembly, to optimize the storage of fuel assemblies in the deactivation pool, or to optimize and control the loading of the reactor core. nuclear.
- depletion rate measurements are used to perform a three-dimensional mapping of the nuclear reactor core depletion rate that can be stored and exploited in a nuclear reactor control system.
- the method according to the invention makes it possible to obtain the rate of exhaustion of a fuel assembly, more rapidly after it has been removed from the core, which makes it possible to improve certain monitoring or control functions. assessment or to implement a new method of monitoring and operating the nuclear reactor.
- the invention is not limited strictly to the embodiment which has been described. It is thus possible to use instead of a measurement of the emission rate of a line of the emission spectrum ⁇ of an isotope, the ratio of the emission rates ⁇ of two lines two isotopes of the fission products, for example the ratio 134 Cs / 137 Cs, in certain types of application.
- the thickness of the water layer under which the fuel assembly is immersed during the measurements which may be about 50 cm for a poorly cooled assembly (for example after a cooling time of fifteen days), may be significantly lower in the case of a more cooled assembly (for example following a cooling of thirty days).
- the invention applies to any fuel assembly comprising a bundle of fuel rods parallel to each other and containing at least one nuclear fuel among uranium oxide and plutonium oxide.
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Abstract
On effectue la mesure du taux d'émission d'au moins une raie du spectre d'émission d'au moins un produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, moins de trente jours après la sortie de l'assemblage du cœur du réacteur nucléaire, en utilisant un détecteur de photons (8) au germanium à haute pureté refroidi par un système cryogénique et un collimateur (7) ayant un conduit rectiligne (7a) sous air s'étendant entre une zone proche de l'assemblage de combustible (1) et le détecteur de photons (8). On déplace l'assemblage de combustible suivant sa direction longitudinale (5) par rap-port au collimateur (7), de manière à réaliser la mesure en chacun d'une plu-ralité de points de mesure. Le traceur est l'un au moins de 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV et 106Ru à 622 keV. On calcule à partir de logiciels de calcul et de correction le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de mesure à partir de la mesure du taux d'émission . Le procédé permet de déterminer le taux de combustion d'assemblages de combustible peu refroidis.
Description
Procédé et dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire et utilisation
L'invention concerne un procédé et un dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire et, en particulier, d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau lé- gère.
Les travaux pour la mise au point de cette invention ont été effectués en collaboration avec le Laboratoire d'Etude et de Mesure des Relâchements Accidentels de l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN). Les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau légère tels que les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un cœur constitué par des assemblages de combustible comportant chacun un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire tel que l'oxyde d'uranium UO2 ou le dioxyde de plutonium PuO2 ou de l'oxyde d'uranium empoisonné par exemple par du gadolinium, de l'erbium ou du borure de zirconium ZrB2.
Après un certain temps de fonctionnement du réacteur nucléaire, le combustible nucléaire fissile contenu dans les assemblages de combustible est partiellement consommé, si bien qu'il est nécessaire de remplacer au moins certains assemblages de combustible du cœur du réacteur nucléaire par des assemblages neufs.
Les assemblages de combustible usés qui sont sortis du cœur sont transportés dans une piscine de désactivation, dans laquelle ils peuvent séjourner pendant des périodes très longues, avant d'être éventuellement re- traités par des procédés permettant de récupérer le matériau fissile encore présent dans l'assemblage de combustible (uranium 235) et du matériau fissile produit par l'action des neutrons dans le cœur du réacteur nucléaire sur l'uranium U238 du combustible nucléaire (plutonium 239).
De manière à optimiser les conditions de retraitement du combustible usé, il peut être nécessaire ou avantageux de mesurer l'état de combustion,
c'est-à-dire le taux de combustion ou d'épuisement des assemblages de combustible, ce taux de combustion étant mesuré sous la forme d'une énergie produite par la matière fissile consommée rapportée à la masse du combustible. Le taux d'épuisement est généralement exprimé en Méga Watt jour par tonne ou MWj/t.
Il est connu de mesurer le taux de combustion des assemblages de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire par une mesure de taux d'émission γ d'au moins une raie du spectre d'émission γ d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié. En effet, sous l'effet du flux de neutrons dans le cœur du réacteur nucléaire, la matière fissile du combustible est fissionnée en un grand nombre d'éléments de masses inférieures à la masse du matériau combustible fissile. La concentration dans le combustible de certains isotopes des produits de fission est représentative du taux de combustion du matériau combustible. La concentration de certains isotopes est déterminée par une mesure du taux d'émission γ, c'est-à-dire par un comptage de photons émis par les produits de fission dans une certaine plage d'énergie.
Certains algorithmes permettent de calculer le taux de combustion du matériau combustible nucléaire à partir d'une mesure de taux d'émission γ. Toutefois, les méthodes fondées sur le principe de la spectrométrie γ ne peuvent être utilisées que sur du combustible suffisamment refroidi après sa sortie du cœur du réacteur nucléaire. En effet, les mesures par spectrométrie γ doivent être effectuées sur des isotopes à durée de vie longue bien choisis et représentatifs de la disparition des atomes de matière fissile dans le combustible nucléaire et les assemblages de combustible comportent, à leur sortie du cœur, de nombreux produits de fission à vie courte qui sont susceptibles d'interférer avec les produits de fission à vie longue qui sont utilisés pour les mesures de spectrométrie γ. Les mesures effectuées sur du combustible sortant du cœur, par spectrométrie γ, ne sont donc pas représentatives et il n'est pas possible de calculer de manière précise le taux d'épuisement du combustible à partir de ces mesures.
Généralement, on réalise les mesures après plus de trente jours et habituellement après plusieurs mois de séjour des assemblages de combustible dans la piscine de désactivation.
Il n'est donc possible d'obtenir de données précises concernant le retraitement des assemblages de combustible qu'après une période de désactivation assez longue, ce qui nécessite de disposer de très grandes capacités de stockage des assemblages de combustible sur le site des centrales nucléaires, à proximité des réacteurs.
Des mesures effectuées peu de temps après la sortie des assembla- ges du cœur et, typiquement, après moins de trente jours après la sortie des assemblages du cœur, permettraient d'améliorer sensiblement le rechargement et le stockage des assemblages de combustible.
En outre, des mesures effectuées rapidement après le déchargement des assemblages de combustible permettraient d'optimiser le plan d'entre- posage des assemblages de combustible, par exemple dans une piscine du combustible attenante au bâtiment du réacteur nucléaire.
De même, pour le rechargement du réacteur au cours duquel on réalise un déplacement des assemblages de combustible entre certaines zones du cœur et le remplacement d'assemblages usagés par des assembla- ges neufs, une détermination précise et rapide du taux d'épuisement des assemblages de combustible permettrait d'optimiser le plan de repositionnement des assemblages dans le cœur du réacteur nucléaire. Une telle mesure rapide du taux d'épuisement permettrait également de contrôler la séquence de chargement du réacteur nucléaire en identifiant clairement les assemblages mis en place dans le cœur par leur taux d'épuisement.
Des mesures rapides spécifiques peuvent en particulier permettre de distinguer différents types d'assemblages de combustible dont on réalise le chargement, par exemple des assemblages MOX (assemblages renfermant de l'oxyde de plutonium) d'assemblages classiques dont le matériau fissile est de l'uranium 235.
Enfin, un procédé rapide et précis de mesure du taux d'épuisement permettrait de réaliser une cartographie d'un cœur de réacteur nucléaire en
trois dimensions utilisable dans un système de pilotage du réacteur nucléaire.
Jusqu'ici, on ne connaissait pas de procédé de détermination rapide du taux d'épuisement d'assemblages de combustible peu refroidis, en utili- sant la spectrométrie γ.
Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du cœur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission γ d'au moins une raie du spectre d'émission γ d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, ce procédé pouvant être mis en œuvre rapidement après le déchargement de l'assemblage de combustible du cœur d'un réacteur nucléaire. Dans ce but : on effectue la mesure du taux d'émission γ en coups par seconde, de l'au moins une raie du spectre du produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, moins de 30 jours après la sortie de l'assemblage du cœur, en utilisant un détecteur de photons au germanium à haute pureté et à haute résolution refroidi par un système cryogénique, disposé dans l'air et ayant une protection ràdiologique permettant de limiter le bruit de fond, équipé d'une chaîne de comptage rapide et un collimateur ayant un conduit rectiligne dont une première extrémité est adjacente à une zone de l'assem- blage de combustible et une seconde extrémité sous air au détecteur de photons, l'assemblage de combustible étant séparé de la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur par une couche d'eau d'une épaisseur permettant d'atténuer les taux de comptage et déplacé suivant une direction longitudinale de l'assemblage de combustible par rapport au collimateur, de manière à réaliser la mesure en chacun d'une pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible,
- le traceur est l'un au moins de 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV et 106Ru à 622 keV, et
- on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de mesure, à partir de la mesure de taux d'émission γ par calculs d'auto- atténuation et de codes d'évolution. Selon des caractéristiques plus particulières qui peuvent être prises isolément ou en combinaison :
- la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur est séparée de l'assemblage de combustible par une couche d'eau ayant une épaisseur d'environ 50 cm. - on réalise une mesure en chacun des points de la pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible, pendant une durée d'au moins trente secondes, pendant laquelle on effectue un comptage de photons.
- on déplace l'assemblage de combustible dans sa direction longitudi- nale, de manière à réaliser les mesures suivant des tranches longitudinales successives de l'assemblage de combustible d'une longueur de 1 mm à 2 mm.
- on réalise un guidage mécanique de précision de l'assemblage de combustible pour son déplacement dans sa direction longitudinale. L'invention est également relative à un dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du cœur et irradié après une période de fonc- tionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission γ d'au moins une raie du spectre d'émission γ d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait qu'il comporte:
- un détecteur de photons au germanium à haute pureté et à haute résolution, - un blindage ayant une cavité pour le logement du détecteur,
- un dispositif de refroidissement cryogénique du détecteur dans la cavité du blindage,
- un collimateur de forme allongée ayant une première extrémité destinée à être placée au voisinage de l'assemblage de combustible et une seconde extrémité destinée à être placée au voisinage du blindage renfermant le détecteur, traversé par une fente de guidage suivant sa direction longitu- dinale entre sa première et sa seconde extrémité dans le prolongement d'un canal du blindage joignant une surface du blindage dirigée vers le collimateur à la cavité du détecteur,
- ainsi que des moyens d'acquisition des mesures de comptage reliés au détecteur et un calculateur de traitement des mesures de comptage et d'affichage du taux de combustion correspondant. De préférence :
- la fente du collimateur présente, dans la direction de la longueur de l'assemblage de combustible, une largeur d'un à deux millimètres.
- il comporte de plus un système mécanique de déplacement et de guidage précis de l'assemblage de combustible suivant sa direction longitudinale, à l'intérieur d'une piscine dans laquelle l'assemblage de combustible est immergé.
- le système mécanique de guidage et de déplacement est commandé par un automate de guidage et de déplacement relié au calculateur. Le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent être utilisés pour l'une des tâches suivantes :
- optimisation du retraitement d'assemblages de combustible irradiés,
- optimisation d'un plan d'entreposage d'assemblages de combustible irradiés dans une piscine de stockage de combustible, - contrôle du chargement du cœur d'un réacteur nucléaire en assemblages de combustible,
- optimisation du chargement du cœur d'un réacteur nucléaire,
- établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du cœur d'un réacteur nucléaire. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple, en se référant à la figure jointe en annexe, un mode de réalisation du procédé suivant l'invention pour la détermination du taux de combustion (ou d'épuisement) d'un assemblage de combustible d'un réacteur
nucléaire à eau sous pression, après sa sortie du cœur du réacteur nucléaire.
Sur la figure 1 , on a représenté l'assemblage de combustible 1 déchargé du cœur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression en position de mesure de taux d'émission γ dans une piscine, à proximité du réacteur nucléaire, par exemple dans la piscine du combustible de la centrale nucléaire.
Les assemblages de combustible pour les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression comportent un faisceau de crayons qui sont maintenus à l'intérieur d'une ossature de l'assemblage de combustible, dans des dispositions où les crayons sont tous parallèles entre eux.
Sur la figure, on a représenté l'assemblage de combustible 1 de manière extrêmement schématique, seul le faisceau de crayons 3 ayant été représenté par des lignes parallèles suivant la direction longitudinale du faisceau.
Pendant les mesures, l'assemblage de combustible est disposé dans la piscine avec son axe (c'est-à-dire l'axe du faisceau de crayons 3) dans une disposition allongée, à une certaine profondeur en dessous du niveau supérieur 2 de l'eau dans la piscine du combustible. L'assemblage de combustible est introduit à l'intérieur d'un système de guidage précis 4 et déplacé dans sa direction axiale, comme représenté par la flèche 5, de manière à faire défiler une des faces de l'assemblage de combustible devant le dispositif 6 de mesure du taux d'épuisement. De manière classique, l'assemblage de combustible comporte un faisceau ayant une forme prismatique droite, c'est-à-dire la forme d'un parallélépipède à section carrée. De manière typique, le faisceau de crayons 3 de l'assemblage de combustible peut comporter 17 x 17 crayons disposés et maintenus dans des dispositions parallèles et de manière que leurs sections transversales dans un plan perpendiculaire à la direction longitudinale de l'as- semblage de combustible soient disposées suivant un réseau régulier à maille carrée constituant la section transversale du faisceau de l'assemblage de combustible. Les crayons d'un assemblage de combustible pour réacteur nucléaire à eau sous pression sont constitués par des tubes en alliage de
zirconium d'un diamètre de l'ordre de 10 mm et d'une longueur supérieure à 4 m renfermant des pastilles de combustible et fermés à leurs extrémités par des bouchons. L'assemblage de combustible 1 présente donc une longueur supérieure à 4 m. Sa section transversale présente la forme d'un carré ayant un côté de l'ordre de 20 cm.
Le procédé suivant l'invention permet de déterminer le taux d'épuisement d'un assemblage de combustible 1 peu de temps après sa sortie du cœur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et, de manière générale, moins de trente jours après la sortie de l'assemblage du cœur. Le procédé de l'invention est mis en œuvre en utilisant un dispositif 6 de spectrométrie γ permettant de compter les photons émis par au moins un isotope d'un produit de fission à vie longue contenu dans l'assemblage de combustible 1 irradié et provenant de la fission de la matière fissile de l'assemblage de combustible (uranium 235 ou plutonium 239). L'appareil de spectrométrie 6 comporte, de manière générale, un collimateur 7, un détecteur 8 disposé à l'intérieur d'un blindage 9, une chaîne 10 d'acquisition rapide du taux d'émission γ et un calculateur 11 pour le traitement des mesures et l'affichage des résultats sous la forme de taux d'épuisement de l'assemblage de combustible. Du fait qu'on doit utiliser un détecteur de photons nécessitant un refroidissement à des températures cryogéniques, le dispositif 6 comporte de plus un compresseur 12 de refroidissement de la cavité 9a du blindage 9 dans lequel est disposé le détecteur 8.
Comme il sera expliqué plus loin, la mesure est réalisée sur des zo- nés successives dans la direction longitudinale de l'assemblage de combustible et le déplacement de l'assemblage de combustible dans sa direction longitudinale 5 peut nécessiter l'utilisation d'un automate de guidage et de déplacement de l'assemblage de combustible 13 afin d'augmenter la précision des mesures. La chaîne 10 d'acquisition rapide des mesures du taux d'émission γ et l'automate de guidage et de déplacement 13 sont reliés au calculateur 11.
Le collimateur 7 comporte un corps en matériau lourd, généralement en plomb, qui peut présenter par exemple Ia forme d'un parallélépipède ou
d'un cylindre dont la longueur est supérieure à la profondeur d'immersion de l'assemblage de combustible sous le niveau d'eau 2 de la piscine. Cette profondeur d'immersion est généralement de l'ordre de 3 à 4 mètres, et le collimateur présente une longueur suffisante pour que son extrémité inférieure soit à une distance d'environ 50 cm de l'assemblage de combustible. La largeur du collimateur dans la direction transversale de la face de l'assemblage de combustible sur laquelle on réalise la mesure (face supérieure sur la figure) est égale à une fraction du côté de la section carrée de l'assemblage de combustible. Le collimateur 7 comporte une fente longitudinale 7a s'éten- dant suivant toute sa longueur dont l'épaisseur, dans la direction longitudinale, est comprise entre 1 mm et 2 mm, afin de réaliser des mesures successives sur des zones de l'assemblage de combustible ayant une longueur de 1 mm à 2 mm dans la direction longitudinale. Le système de guidage 4 de l'assemblage de combustible permet de déplacer l'assemblage de com- bustible suivant des zones de mesures successives, avec une précision supérieure à 1 mm.
Pour réaliser le comptage des photons sur un assemblage de combustible peu refroidi, on a pu déterminer qu'il était nécessaire d'utiliser un détecteur de photons d'un type particulier qui, seul, permet d'obtenir la pré- cision requise. Le détecteur de photons 8 est un détecteur au germanium à haute pureté (Ge HP) permettant d'obtenir une haute résolution de la mesure. Un tel détecteur doit être soigneusement protégé des parasites par un blindage. Le détecteur 8 est donc disposé dans une cavité centrale sous air d'un blindage 9 en plomb dont les dimensions sont très supérieures à la di- mension de la cavité renfermant le détecteur 8.
De plus, le blindage 9 est traversé par un canal 9b de forme et de dimensions, en section transversale, identiques à celles de la fente longitudinale 7a du collimateur 7, disposé dans le prolongement de la fente 7a du collimateur et traversant toute la paroi du blindage entre la cavité 9a du dé- tecteur 8 et la face du blindage dirigée vers le collimateur 7.
Le détecteur 8 au germanium ultra pur (Ge HP) doit être utilisé à une température cryogénique, de sorte que la cavité 9a du blindage est refroidie à cette température cryogénique (par exemple la température de l'azote Ii-
quide, soit 77°K) par un compresseur 12 relié par une conduite à la cavité centrale 9a du blindage 9.
Pour réaliser des mesures de taux d'épuisement sur des assemblages de combustible peu de temps après leur sortie du cœur et, typiquement, moins de trente jours après leur sortie du cœur du réacteur nucléaire, il est tout d'abord nécessaire de choisir soigneusement le ou les isotopes de produit de fission du combustible nucléaire sur lesquels on va réaliser le comptage de photons.
Ce choix, comme celui du détecteur de haute précision utilisé, consti- tue l'une des caractéristiques du procédé de l'invention et détermine les caractéristiques du dispositif 6 de mesure de taux d'émission et en particulier de la chaîne d'acquisition rapide des mesures 10 et du logiciel de traitement.
Le choix de l'isotope du produit de fission pris en compte pour les mesures doit tenir compte du fait que les mesures peuvent être utilisées pour différentes applications telles qu'énumérées plus haut (données pour le retraitement du combustible, contrôle de la séquence de chargement, optimisation de l'entreposage du combustible ou du rechargement, ...).
Pour chacune de ces tâches assignées au dispositif de mesure de taux d'épuisement, les exigences concernant la précision et la rapidité des mesures ainsi que la durée minimale nécessaire de refroidissement de l'assemblage de combustible sont généralement différentes.
Par exemple, pour déterminer les conditions de retraitement du combustible et optimiser les conditions d'entreposage dans la piscine du combustible, la précision sur la mesure du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible doit être élevée (de l'ordre de 5 %).
Pour le contrôle de la séquence de chargement du réacteur, une précision moyenne de 15 % à 20 % sur la mesure du taux d'épuisement est suffisante. En revanche, il est nécessaire d'effectuer les mesures après un temps de refroidissement court de l'assemblage de combustible pendant le rechargement du réacteur nucléaire (en général de l'ordre de quinze jours).
Enfin, pour réaliser une optimisation du rechargement du cœur ou une cartographie en trois dimensions du taux d'épuisement dans le cœur, il est nécessaire d'obtenir une précision de mesure élevée, généralement infé-
heure à 5 % et d'effectuer les mesures en un temps court (généralement inférieur à 10 jours).
Selon l'invention, on a déterminé, de manière très précise, des raies des isotopes de produit de fission qui peuvent être utilisées de manière gé- nérale pour les mesures de taux d'épuisement sur assemblage peu refroidi mais qui seront dévolues préférentiellement à l'une des tâches mentionnées ci-dessus.
Selon l'invention, on a sélectionné les traceurs suivants du taux de combustion d'un assemblage de combustible récemment sorti du cœur : - 144Ce à 2185 keV,
- 134Cs à 795 keV,
- 137Cs à 661 keV, et
- 106Ru à 622 keV.
Tous ces traceurs permettent de réaliser des mesures du taux d'épui- sèment d'un assemblage de combustible avec une précision satisfaisante (de 5 % à 20 %) après un temps de refroidissement court inférieur à trente jours et par exemple de l'ordre de quinze jours.
Pour effectuer certaines tâches, il est possible d'effectuer des mesures tout à fait représentatives du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible dans un délai de cinq à dix jours suivant la sortie de l'assemblage de combustible du cœur.
Pour effectuer la mesure du taux d'épuisement d'un assemblage de combustible placé dans la piscine du combustible avec l'axe longitudinal central du faisceau à une distance au moins égale à 50 cm de l'extrémité du collimamteur, on engage l'assemblage de combustible dans un système 4 de guidage et de déplacement, dans la direction longitudinale, aligné suivant l'axe du faisceau de l'assemblage de combustible.
On place le dispositif de mesure de taux d'épuisement, de manière que l'extrémité inférieure du collimateur 7 qui est plongée dans la piscine du combustible se trouve à une distance qui doit être déterminée de façon à accommoder le taux de combustion (par exemple 50cm pour des mesures précises). La position du collimateur doit être réglée à 1 mm ou 2 mm près,
par rapport à l'assemblage de combustible sur lequel on réalise la mesure, au-dessus de la face supérieure de l'assemblage de combustible.
Le détecteur au germanium ultra pur est placé à l'intérieur de son blindage au-dessus du niveau de la piscine, dans le prolongement du colli- mateur et relié à la chaîne d'acquisition rapide des données, elle-même reliée au calculateur de traitement et d'affichage des résultats, au-dessus du niveau de la piscine.
Le détecteur au germanium est porté à sa température de service par le compresseur de refroidissement 12 et l'assemblage de combustible est placé de manière qu'une première zone de mesures (par exemple à une première extrémité du faisceau) se trouve en vis-à-vis de la fente de guidage 7a du collimateur 7. On réalise une première mesure puis on déplace de manière précise l'assemblage de combustible, de manière qu'une seconde zone de mesure se trouve en face du collimateur. La fente 7a du collimateur 7 est en air, le détecteur 8 étant lui-même dans l'air remplissant la cavité 9a du blindage.
La chaîne d'acquisition rapide 10 transmet au calculateur 11 de traitement, successivement, les comptages effectués dans chacune des zones de l'assemblage de combustible. Le calculateur de traitement 11 utilise plusieurs logiciels pour déterminer le taux d'épuisement du combustible, à partir du comptage des pho- tons émis par le traceur choisi parmi l'un des traceurs mentionnés plus haut. Tout d'abord, le calculateur 11 comporte un logiciel de calcul d'auto- atténuation, c'est-à-dire un logiciel permettant de corriger les mesures, en fonction de l'atténuation due aux composants de l'assemblage de combustible entourant le combustible nucléaire, dans la zone de mesure longitudinale sur laquelle a été réalisé le comptage.
Le logiciel de calcul d'auto-atténuation prend en compte la présence de la gaine tubulaire en alliage de zirconium autour des pastilles de matériau combustible, les éléments de l'ossature de l'assemblage de combustible (grilles et tubes-guides) et la disposition géométrique des crayons par rapport à ces éléments.
Le calculateur 11 utilise également un logiciel de calcul du taux d'épuisement à partir du comptage des photons, compte tenu des calculs d'auto-atténuation, appelé code d'évolution.
La détermination du taux d'épuisement de l'assemblage de combusti- ble prend en compte toutes les mesures de taux d'émission effectuées suivant la longueur de l'assemblage de combustible.
Généralement, il est nécessaire d'effectuer le comptage dans chacune des zones de mesure pendant une durée supérieure à trente secondes et généralement de l'ordre d'une minute. Le taux d'épuisement de l'assemblage de combustible ou éventuellement la répartition du taux d'épuisement suivant la direction longitudinale de l'assemblage de combustible sont calculés et affichés sur un écran associé au calculateur 11.
On dispose ainsi d'informations qui peuvent être utilisées, soit pour le retraitement de l'assemblage de combustible, soit pour optimiser l'entreposage des assemblages de combustible dans la piscine de désactivation, soit encore pour optimiser et contrôler le chargement du cœur du réacteur nucléaire.
Dans certains cas, les mesures de taux d'épuisement sont utilisées pour effectuer une cartographie en trois dimensions du taux d'épuisement du cœur du réacteur nucléaire qui peut être mise en mémoire et exploitée dans un système de pilotage du réacteur nucléaire.
Dans tous les cas, le procédé suivant l'invention permet d'obtenir le taux d'épuisement d'un assemblage de combustible, de manière plus rapide après sa sortie du cœur, ce qui permet d'améliorer certaines fonctions de surveillance ou d'évaluation ou encore de mettre en œuvre une nouvelle méthode de surveillance et d'exploitation du réacteur nucléaire.
L'invention ne se limite pas strictement au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'il est possible d'utiliser à la place d'une mesure du taux d'émission d'une raie du spectre d'émission γ d'un isotope, le rapport des taux d'émission γ de deux raies de deux isotopes des produits de fission, par exemple le rapport 134 Cs/137 Cs, dans certains types d'application.
L'épaisseur de la couche d'eau sous laquelle est immergé l'assemblage de combustible pendant les mesures, qui peut être d'environ 50 cm pour un assemblage peu refroidi (par exemple après une durée de refroidissement de quinze jours), peut être sensiblement inférieure dans le cas d'un assemblage plus refroidi (par exemple à la suite d'un refroidissement de trente jours).
L'invention s'applique à tout assemblage de combustible comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de pluto- nium.
Claims
1.- Procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible (1) du cœur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du cœur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission γ d'au moins une raie du spectre d'émission γ d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait : - qu'on effectue la mesure du taux d'émission γ en coups par seconde, de l'au moins une raie du spectre du produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, moins de 30 jours après la sortie de l'assemblage du cœur, en utilisant un détecteur de photons (8) au germanium à haute pureté et à haute résolution refroidi par un système cryogénique, dis- posé dans l'air et ayant une protection radiologique (9) permettant de limiter le bruit de fond, équipé d'une chaîne de comptage rapide (10) et un collimateur ayant un conduit rectiligne (7a, 9a) dont une première extrémité est adjacente à une zone de l'assemblage de combustible (1) et une seconde extrémité sous air au détecteur de photons (8), l'assemblage de combustible (1) étant séparé de la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur (7) par une couche d'eau d'une épaisseur permettant d'atténuer les taux de comptage et déplacé suivant une direction longitudinale de l'assemblage de combustible (1) par rapport au collimateur, de manière à réaliser la mesure en chacun d'une pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'as- semblage de combustible,
- que le traceur est l'un au moins de 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV et 106Ru à 622 keV, et
- qu'on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de mesure, à partir de la mesure de taux d'émission γ par calculs d'auto- atténuation et de codes d'évolution.
2.- Procédé suivant la revendication 1 , caractérisé par le fait que la première extrémité du conduit rectiligne (7a, 9a) du collimateur (7) est sépa- rée de l'assemblage de combustible par une couche d'eau ayant une épaisseur d'environ 50 cm.
3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on réalise une mesure en chacun des points de la plu- ralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible (1 ), pendant une durée d'au moins trente secondes, pendant laquelle on effectue un comptage de photons.
4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait qu'on déplace l'assemblage de combustible (1) dans sa di- rection longitudinale, de manière à réaliser les mesures suivant des tranches longitudinales successives de l'assemblage de combustible d'une longueur de 1 mm à 2 mm.
5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait qu'on réalise un guidage mécanique de précision de l'as- semblage de combustible pour son déplacement dans sa direction longitudinale.
6.- Dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du cœur d'un réacteur constitué par un faisceau de crayons combustibles (3) parallèles entre eux renfermant au moins un com- bustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du cœur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission γ d'au moins une raie du spectre d'émission γ d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait qu'il comporte : - un détecteur de photons (8) au germanium à haute pureté et à haute résolution,
- un blindage (9) ayant une cavité (9a) pour le logement du détecteur (8),
- un dispositif (12) de refroidissement cryogénique du détecteur (8) dans la cavité (9a) du blindage (9),
- un collimateur (7) de forme allongée ayant une première extrémité destinée à être placée au voisinage de l'assemblage de combustible (1) et une seconde extrémité destinée à être placée au voisinage du blindage (9) renfermant le détecteur (8), traversé par une fente de guidage (7a) suivant sa direction longitudinale entre sa première et sa seconde extrémité dans le prolongement d'un canal (9b) du blindage (9) joignant une surface du blindage dirigée vers le collimateur à la cavité (9a) du détecteur (8), ainsi que des moyens d'acquisition (10) des mesures de comptage reliés au détecteur (8) et un calculateur (11) de traitement des mesures de comptage et d'affichage du taux de combustion correspondant.
7.- Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que la fente (7a) du collimateur présente, dans la direction de la longueur de l'as- semblage de combustible, une largeur d'un à deux millimètres.
8.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 et 7, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus un système mécanique de déplacement et de guidage précis de l'assemblage de combustible suivant sa direction longitudinale, à l'intérieur d'une piscine dans laquelle l'assemblage de combustible (1) est immergé.
9.- Dispositif suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que le système mécanique de guidage et de déplacement est commandé par un automate de guidage et de déplacement (13) relié au calculateur (11).
10.- Utilisation d'un procédé selon l'une quelconque des revendica- tions 1 à 5 ou d'un dispositif selon l'une quelconque des revendications 6 à 9, pour l'une des tâches suivantes :
- optimisation du retraitement d'assemblages de combustible irradiés,
- optimisation d'un plan d'entreposage d'assemblages de combustible irradiés dans une piscine de stockage de combustible, - contrôle du chargement du cœur d'un réacteur nucléaire en assemblages de combustible,
- optimisation du chargement du cœur d'un réacteur nucléaire,
- établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du cœur d'un réacteur nucléaire.
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