WO2010142693A1 - Procede de determination de valeurs limites d' exploitation d' un reacteur nucleaire pour eviter l' endommagement par interaction pastille-gaine - Google Patents

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Christian Royere
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a method for determining operating limit values of a nuclear reactor to prevent damage due to the pastille-sheath interaction.
  • the invention is particularly, but not exclusively, applicable to pressurized water nuclear reactors (PWRs).
  • FIG. 1 diagrammatically illustrates such a pressurized water nuclear reactor 1 which conventionally comprises:
  • the reactor 1 also comprises a primary circuit 8 equipped with pumps 9 (a pump per loop), a single pump being shown, in which water circulates under pressure, according to the path shown by the arrows. This water goes back particularly to the heart 2 to be warmed by ensuring the refrigeration of the heart 2. The water also provides a moderating function, that is to say, slowing the neutrons produced by the nuclear fuel.
  • the primary circuit 8 further comprises a pressurizer 10 for regulating the pressure of the water circulating in the primary circuit 8.
  • the water of the primary circuit 8 also feeds the steam generators 3 where it is cooled by providing the vaporization of water circulating in a secondary circuit 12.
  • the steam produced by the generators 3 is channeled by the secondary circuit 12 to the turbine 4 and then to the condenser 6 where the steam is condensed by indirect heat exchange with cooling water circulating in the condenser 6.
  • the secondary circuit 12 comprises downstream of the condenser 6 a pump 13 and a heater 14.
  • the core 2 comprises fuel assemblies 16 which are loaded into a tank 18.
  • a single assembly 16 is shown in FIG. 1, but the core comprises a plurality of assemblies 16.
  • the fuel assemblies 16 comprise formed nuclear fuel rods, conventionally, an alloy sheath, based on zirconium, containing a stack of nuclear fuel pellets based on uranium oxide or a mixture of uranium oxide and plutonium oxide.
  • the reactor 2 comprises control clusters 20 which are arranged in the tank 18 above certain assemblies 16.
  • a single cluster 20 is shown in FIG. 1, but the core 2 comprises several tens of control clusters 20, for example sixty.
  • the control clusters 20 can be moved by mechanisms 22 to be inserted into the fuel assemblies 16 they overhang.
  • each control cluster 20 comprises control rods of neutron absorbing material.
  • each cluster 20 makes it possible to regulate the reactivity of reactor 1 and allows variations in overall power.
  • the nuclear fuel pellets is, according to the term used in the art, conditioned.
  • the packaging is essentially characterized by the closing of a radial clearance between the pellets and the sheath, due to the creep of the sheath and the swelling of the pellets.
  • the sheath Under the effect of the pressure difference between the outside and the inside of the fuel rod, the sheath is deformed radially gradually by creep towards the inside of the rod. Moreover, the fission products, which are mainly retained in the pellet, induce a swelling thereof.
  • the stress on the sheath from the point of view of the stresses is solely due to the differential pressure existing between the outside and the inside of the pencil.
  • the stresses in the sheath are compressive stresses; the contact between the pellet and the cladding begins at the end of a time interval which essentially depends on the local conditions of irradiation (power, neutron flux, temperature, etc.) and on the material of the cladding.
  • the risk of sheath failure by IPG only occurs when there is a significant increase in the local linear power dissipated by the fuel pellets.
  • the power achieved locally in the fuel can increase rapidly and be two to three times higher than the nominal power, this rapid increase in power, due to the increase in the power level and / or deformation of the power distribution, causes significant expansion of the pellets, thereby increasing the internal surface stresses of the sheath.
  • the risk of sheath failure by IPG also occurs during a rapid recovery to 100% of the nominal power (PN) following a prolonged operation at intermediate power (FPPI). Indeed, during an IPPF, the fuel tends to decondition.
  • the deconditioning of the fuel is characterized by the reopening of the radial clearance between the pellets and the sheath as well as the resumption of the creep of the sheath.
  • the rapid return to 100% of the nominal power causes a rapid increase in the internal stresses of the sheath to a value greater than the internal stresses in nominal operation at 100% before the FPPI, risking to break the fuel sheath.
  • the pressurized water nuclear reactors comprise means of automatic shutdown of the reactor when the maximum linear power of the fuel rods exceeds a limit threshold of power. , also known as the automatic reactor shutdown threshold (AAR).
  • AAR automatic reactor shutdown threshold
  • this power limit threshold is dimensioned according to the local linear power leading to sheath failure during the largest increases in linear power, ie during accidental category spikes. 2 and / or fast power up following an FPPI.
  • the current design of the power limit threshold does not make it possible to obtain greater flexibility in the operation of pressurized water nuclear reactors, in particular in network monitoring, the operating margin being too much reduced by the low value of the threshold of power. automatic shutdown of the reactor.
  • the invention aims to solve the problems mentioned by allowing a more flexible operation of the nuclear reactor.
  • the invention proposes a method for protecting against fuel clad breaks by pellet-clad interaction of a pressurized-water nuclear reactor, said method comprising the steps of: determining the maximum linear power of the fuel rods and the derivative of said linear power as a function of time; determining a linear power threshold as a function of said derivative of said linear power; comparing said maximum linear power with said linear power threshold; triggering an alarm and / or a corrective action to stop the power increase if said maximum linear power is greater than or equal to said determined linear power threshold.
  • linear power the thermal power produced per unit of active length of the fuel assembly.
  • the invention it is possible to adapt the value of the threshold limit of linear power as a function of the evolution kinetics of the maximum linear power of the fuel rods.
  • the maximum linear power in the fuel rods is determined from measurements of operating parameters provided by a core instrumentation formed by sensors, conventional calculation software, data storage means.
  • the linear power limit threshold will preferably be set at a low limit, substantially around 450 W / cm in order to protect against the significant risk of sheath failure by IPG, whereas for a transient of category 1 with a slower increase in the linear power, the threshold limit of linear power can be set at a higher value, substantially up to 590 W / cm, the risk of sheath failure by IPG being lower.
  • the high limit threshold equivalent to a maximum linear power substantially equal to 590 W / cm makes it possible in particular to protect the reactor against the melting of the fuel.
  • a correlation curve of the linear power threshold as a function of the derivative of the maximum linear power is stored in the storage means of the instrumentation of the heart.
  • the method is such that the corrective action is a shutdown of said nuclear reactor.
  • the method is such that it comprises the steps of: determining an alarm limit threshold of the maximum linear power; comparing said maximum linear power of the fuel rods with said limit alarm threshold of the maximum linear power; - trigger an alarm if said maximum linear power is greater than or equal to said alarm limit threshold of the maximum linear power.
  • the method comprises a step of decreasing the power of the reactor when said alarm of said alarm limit threshold of the maximum linear power is triggered.
  • said alarm limit threshold is determined by lowering said linear power threshold and intervenes before said linear power threshold (PL).
  • said alarm limit threshold of the maximum linear power corresponds to 94% of the linear power threshold.
  • the method is such as the step of determining said linear power threshold (PL) as a function of said
  • the subject of the invention is also a protection device based on measurements of the internal and / or external instrumentation of the core implementing the method according to the invention, characterized in that it comprises: means for determining the linear power maximum (P * max) fuel rods (24) and the derivative of said power
  • dt - means for comparing said maximum linear power ⁇ Pc max) with said linear power threshold (PL); means for triggering an alarm and / or a corrective action for stopping the power increase if said maximum linear power ⁇ Pc max) is greater than or equal to said determined linear power threshold (PL).
  • said device comprises control cluster control means for reducing the power of the core and / or stopping the reactor.
  • said device comprises storage means for storing the function making it possible to determine said linear power threshold (PL) as a function of said derivative of said power
  • FIG. 1 schematically illustrates a nuclear reactor with pressurized water
  • FIG. 2 represents a fuel assembly of a pressurized water nuclear reactor
  • FIG. 3 represents a nuclear fuel rod of the fuel assembly illustrated in FIG. 2
  • FIG. 4 represents a block diagram of the process for determining operating limit values for a nuclear reactor according to the invention
  • FIG. 5 is a graphical representation illustrating an exemplary correlation law of the process for determining operating limit values for a nuclear reactor according to the invention.
  • FIG. 2 represents a fuel assembly 23 of a pressurized water nuclear reactor.
  • the fuel assembly 23 conventionally comprises an array of fuel rods 24 and a skeleton 26 for supporting the rods 24.
  • the skeleton 26 comprises, in a conventional manner:
  • each fuel rod 24 comprises a sheath 33 in the form of a tube closed at its lower end by a lower plug 34 and at its upper end by an upper plug 35.
  • the pencil 24 contains a series of pellets 36 stacked in the sheath 33 and bearing against the lower plug 34.
  • a holding spring 38 is disposed in the upper portion of the sheath 33 to bear on the top cap 35 and the top pad 36.
  • the pellets 36 are made of uranium oxide and the sheath 33 is made of zirconium alloy.
  • FIG. 3 which corresponds to a fuel rod 24 before irradiation, there is a radial clearance J between the pellets 36 and the sheath 33, for example between 100 and 300 ⁇ m. This is illustrated more particularly on the enlarged circled portion of FIG.
  • Each pellet 36 has a substantially cylindrical shape with chamfers (not shown) between end faces and its side face.
  • a recess 37 spherical cap is formed in each end face, substantially in the center thereof.
  • the rod 24 is, in addition, filled with a thermally conductive gas, such as 'helium.
  • the gas pressure also contributes to defer, in time, the compressive creep of the sheath 33.
  • the nuclear fuel pellets 36 When the reactor will operate, for example at its nominal overall power PN, the nuclear fuel pellets 36 will be conditioned.
  • the packaging is characterized essentially by the closing of the clearance J between the pellets 36 and the sheath 33, due to the creep of the sheath 33 and the swelling of the pellets 36.
  • the sheath 33 is progressively deformed radially by creep towards the inside of the pencil 24. Moreover, the products fission, which are mainly retained in the pellet 36, induce swelling thereof. During this phase, the stress on the sheath 33 from the point of view of the constraints is only due to the differential pressure existing between the outside and the inside of the pencil 24.
  • the stresses in the sheath 33 are compressive stresses;
  • the contact between the pellet 36 and the sheath 33 starts at the end of a time interval which depends essentially on the local conditions of irradiation (power, neutron flux, temperature, etc.) and on the material of the sheath. In reality, the contact is gradually established over a period which begins with a soft contact followed by the establishment of a strong contact.
  • the contact pressure of the oxide of the pellet 36 on the inner face of the sheath 33 leads to an inversion of the stresses in the sheath 33 which become positive and tend to urge the sheath 33 in tension;
  • the temperature of the pellets 36 can exceed widely 1200 ° C. This temperature corresponds to the activation domain of the thermal creep of the uranium-based fuel. Under the effect of the high temperature, the material of the pellets 36 tends to flow towards the center of the pellets 36 placed in compression, and thus to fill the recesses 37. Consequently, the stresses on the lateral surfaces of the pellets 36 , which comparatively remain cold (temperature below 1000 ° C), will decrease and thus the thrust of the pellets 36 on the sheath will also be reduced.
  • Category 2 transients which are limiting to the risk of IPG breaking, are due in particular to one of the following events:
  • the nuclear reactor 1 comprises protection means adjusted so as to control the operation of the reactor 1 so that, in particular when a transient category 2, the maximum linear power Pe max in the rods 24 remains below a limit threshold PL.
  • the effective linear power Pc in the rods 24 is estimated, from the measurement of operating parameters provided by sensors, by conventional calculation software stored in a memory of the protection means.
  • the means of protection are notably realized by an Integrated Protection System Digital, also called SPIN, or by an equivalent system based on measurements of the internal and / or external instrumentation of the reactor core.
  • SPIN Integrated Protection System Digital
  • SPIN is formed by a set of electronic and electrical equipment that, based on measurements from instrumentation chains and comparing them to the limit thresholds, generates alarm signals, automatic power reduction or automatic shutdown of the reactor.
  • the method according to the invention makes it possible in particular to improve these control means and in particular devices of the SPIN or other equivalent type, based on the measurement of the internal and / or external instrumentation of the heart.
  • the method of determining operating limit values of a nuclear reactor to avoid damage due to the pastille-gaine interaction is illustrated by the block diagram of FIG. 4.
  • the first step illustrated by block 40 consists of to determine the maximum linear power Pc max of the fuel rods 24 by means of the measurement of operating parameters provided by the sensors and by the calculation software stored in a memory of the protection means.
  • the derivative is calculated in a second step, illustrated by block 41.
  • a linear power limit threshold PL is determined as a function of the value of the derivative of the linear power determined previously.
  • a variation law illustrated by block 42, is stored in the memory of the protection means. An example of a law is illustrated particularly by the graph of Figure 5.
  • the correlation law between the derivative of the linear power as a function of time and the power limit threshold PL is represented by a linear function varying between two extreme thresholds, a high threshold and a low threshold.
  • the variation law makes it possible to adapt the limit threshold of power PL as a function of the more or less rapid increase in the linear power of the rods 24; that is, depending on the severity of the transients.
  • the threshold limit of linear power is low, preferably of the order of 450 W / cm.
  • the threshold power limit for this type of transient is greater, preferably of the order of 590W / cm. This threshold substantially equal to 590 W / cm makes it possible in particular to protect the reactor against the melting of the fuel.
  • the next step consists in comparing the value of the maximum linear power Pc max determined during the first step with the linear power limit threshold PL depending on the kinetics. Evolution of the linear power of fuel rods 24.
  • Block 45 illustrates the case where the maximum linear power Pc max is below the power limit threshold PL, in this case the protection means do not initiate corrective action to reduce the overall power P of the reactor.
  • the protection means trigger either an alarm or a corrective action (typically a control cluster insertion) making it possible to reduce the overall power P of reactor, or even the automatic shutdown of the reactor.
  • the power limit threshold PL is preferably determined in order to correspond to an automatic reactor shutdown (AAR).
  • AAR automatic reactor shutdown
  • a second threshold In order to guard against an automatic shutdown of the reactor, a second threshold, called the alarm limit threshold of the maximum linear power SA, is dimensioned in order to prevent the approach of the power limit threshold PL corresponding to an arresting action. emergency reactor.
  • the alarm limit threshold of the maximum linear power SA is below the power limit threshold PL and advantageously corresponds to the power limit threshold PL minus a certain percentage, for example 6%.
  • the method according to the invention also comprises the steps of:
  • the subject of the invention is a method for determining operating limit values for a nuclear reactor in order to prevent damage. sheaths by pastille-sheath interaction.
  • the method according to the invention is implemented by a device for protecting the reactor core based on measurements of the internal and / or external instrumentation of the reactor core.
  • the method according to the invention makes it possible to relax the power limit threshold as well as the resulting alarm threshold and makes it possible to increase the operational flexibility of the reactor while guaranteeing an effective protection against cladding failures by IPG. during accidental transients category 2.
  • the invention is not limited to the embodiment just described.

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Abstract

La présente invention concerne un procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes consistant à déterminer la puissance linéique maximale (Pl max) des crayons combustibles et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps ( formule 1); déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique (formule 1); comparer ladite puissance linéique maximale (Pl max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL); déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (Pl max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).

Description

PROCEDE DE DETERMINATION DE VALEURS LIMITES D1 EXPLOITATION D1 UN REACTEUR NUCLEAIRE POUR EVITER L1 ENDOMMAGEMENT PAR INTERACTION PASTILLE-GAINE
La présente invention concerne un procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement dû à l'interaction pastille-gaine.
L'invention s'applique particulièrement, mais pas exclusivement aux réacteurs nucléaire à eau pressurisée (REP).
La figure 1 illustre schématiquement un tel réacteur nucléaire 1 à eau pressurisée qui comporte de façon classique :
- un cœur 2,
- des générateurs de vapeur 3 (un par boucle), un seul générateur de vapeur étant représenté,
- une turbine 4 couplée à un générateur 5 d'énergie électrique, et
- un condenseur 6.
Le réacteur 1 comprend également un circuit primaire 8 équipé de pompes 9 (une pompe par boucle), une seule pompe étant représentée, dans lequel circule de l'eau sous pression, selon le trajet matérialisé par les flèches. Cette eau remonte notamment vers le cœur 2 pour y être réchauffée en assurant la réfrigération du cœur 2. L'eau assure également une fonction de modération, c'est-à-dire de ralentissement des neutrons produits par le combustible nucléaire. Le circuit primaire 8 comprend en outre un pressuriseur 10 permettant de réguler la pression de l'eau circulant dans le circuit primaire 8.
L'eau du circuit primaire 8 alimente également les générateurs de vapeur 3 où elle est refroidie en assurant la vaporisation d'eau circulant dans un circuit secondaire 12. La vapeur produite par les générateurs 3 est canalisée par le circuit secondaire 12 vers la turbine 4 puis vers le condenseur 6 où cette vapeur est condensée par échange de chaleur indirect avec de l'eau de refroidissement circulant dans le condenseur 6. Le circuit secondaire 12 comprend en aval du condenseur 6 une pompe 13 et un réchauffeur 14.
Le cœur 2 comprend des assemblages combustibles 16 qui sont chargés dans une cuve 18. Un seul assemblage 16 est représenté sur la figure 1 , mais le cœur comprend une pluralité d'assemblages 16. Les assemblages combustibles 16 comportent des crayons de combustible nucléaire formés, de manière classique, d'une gaine en alliage, à base de zirconium, renfermant un empilement de pastilles de combustible nucléaire à base d'oxyde d'uranium ou d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium. Le réacteur 2 comporte des grappes de contrôle 20 qui sont disposées dans la cuve 18 au-dessus de certains assemblages 16. Une seule grappe 20 est représentée sur la figure 1 , mais le cœur 2 comporte plusieurs dizaines de grappes de contrôle 20, par exemple soixante.
Les grappes de contrôle 20 peuvent être déplacées par des mécanismes 22 pour venir s'insérer dans les assemblages combustibles 16 qu'elles surplombent.
De façon classique, chaque grappe de contrôle 20 comporte des crayons de contrôle en matériau absorbant les neutrons.
Ainsi, le déplacement vertical de chaque grappe 20 permet de régler la réactivité du réacteur 1 et autorise des variations de la puissance globale
P fournie par le cœur 2 depuis la puissance nulle jusqu'à la puissance nominale PN, en fonction de l'enfoncement des grappes de contrôles 20 dans les assemblages combustibles 16.
Il peut être utile, en effet, notamment dans des pays comme la France où 80% de l'électricité est produite par des réacteurs nucléaires, que la puissance globale fournie par les réacteurs varie afin de s'adapter aux besoins du réseau électrique qu'ils alimentent ; on parle alors de suivi de réseau. En particulier, il est souhaitable de pouvoir faire fonctionner les réacteurs à puissance réduite pendant une longue période où la demande du réseau est faible, avant de revenir si nécessaire à la puissance nominale PN.
Lorsque le réacteur nucléaire fonctionne à sa puissance nominale PN, le combustible nucléaire des pastilles est, selon le terme employé dans la technique, conditionné.
Le conditionnement se caractérise essentiellement par la fermeture d'un jeu radial entre les pastilles et la gaine, due au fluage de la gaine et au gonflement des pastilles. Ainsi, plus spécifiquement, on distinguera les étapes suivantes lors du conditionnement de chaque pastille :
- sous l'effet de la différence de pression entre l'extérieur et l'intérieur du crayon de combustible, la gaine se déforme radialement de façon progressive par fluage vers l'intérieur du crayon. Par ailleurs, les produits de fission, qui sont majoritairement retenus dans la pastille, induisent un gonflement de celle-ci. Durant cette phase, la sollicitation de la gaine du point de vue des contraintes est uniquement le fait de la pression différentielle existant entre l'extérieur et l'intérieur du crayon. Les contraintes dans la gaine sont des contraintes de compression ; - le contact entre la pastille et la gaine s'amorce au bout d'un intervalle de temps qui dépend essentiellement des conditions locales d'irradiation (puissance, flux neutronique, température, ...) et du matériau de la gaine. En réalité, le contact s'établit de façon progressive sur une période qui débute par un contact mou suivi par l'établissement d'un contact fort. La pression de contact de l'oxyde de la pastille sur la face interne de la gaine conduit à une inversion des contraintes dans la gaine qui deviennent positives et tendent à solliciter la gaine en traction ;
- le gonflement de la pastille se poursuit et impose alors sa déformation à la gaine vers l'extérieur. En régime permanent établi, cette expansion est suffisamment lente pour que la relaxation du matériau de la gaine permette un équilibre des efforts dans la gaine. Dans ces conditions, le niveau des contraintes en traction est modéré (quelques dizaines de MPa) et ne présente pas de risque vis-à-vis de l'intégrité de la gaine. Ainsi, en régime permanent, le risque de rupture de la gaine par interaction pastille-gaine (IPG) est faible du fait de l'équilibre thermomécanique présent dans la gaine à des niveaux de contraintes assez faibles. En revanche, le risque de rupture de la gaine intervient lorsque la puissance fournie par le crayon de combustible varie fortement. En effet, une augmentation de puissance engendre une augmentation de la température dans le crayon. Etant donnée la différence des caractéristiques mécaniques (coefficient de dilation thermique, module d'Young) et de la différence de température entre la pastille en oxyde d'uranium et la gaine en alliage de zirconium, la pastille va se dilater davantage que la gaine et imposer sa déformation à cette dernière.
Par ailleurs, la présence d'un espace entre la gaine et la pastille de produits de fission corrosifs, tels que l'iode, crée les conditions de la corrosion sous contrainte. Ainsi, la déformation imposée par la pastille à la gaine lors d'un transitoire, ou variation, de puissance peut provoquer un endommagement ou une rupture de la gaine, classiquement nommé par rupture de gaine par IPG.
Or, une telle rupture de gaine n'est pas admissible pour des raisons de sûreté puisqu'elle pourrait provoquer la libération de produits de fission dans le circuit primaire du réacteur. Des transitoires de puissance, c'est-à-dire des variations de puissance, peuvent se produire lors d'un fonctionnement normal du réacteur, c'est-à-dire dans les situations dites de catégorie 1. En effet, des variations de puissance peuvent être nécessaires notamment pour s'adapter aux besoins en énergie électrique du réseau. Des transitoires de puissance plus sévères peuvent également se produire dans des situations accidentelles dites de catégorie 2, suite par exemple à une augmentation excessive de charge, un retrait incontrôlé de groupe(s) de grappes, une dilution d'acide borique ou encore une chute de grappes non détectée. Ces différentes situations sont notamment décrites dans la demande FR-2 846 139.
Le risque de rupture de gaine par IPG n'intervient que lors d'une augmentation significative de la puissance linéique locale dissipée par les pastilles de combustibles.
Lors d'un transitoire accidentel de catégorie 2, la puissance atteinte localement dans le combustible peut augmenter rapidement et être deux à trois fois supérieure à la puissance nominale, cette augmentation rapide de puissance, due à l'augmentation du niveau de puissance et/ou à la déformation de la distribution de la puissance, entraîne une dilatation importante des pastilles, augmentant par conséquent les contraintes en surface interne de la gaine.
Le risque de rupture de gaine par IPG intervient également au cours d'une remontée rapide à 100% de la puissance nominale (PN) faisant suite à un fonctionnement prolongé à puissance intermédiaire (FPPI). En effet, lors d'un FPPI, le combustible tend à se déconditionner. Le déconditionnement du combustible se caractérise par la réouverture du jeu radial entre les pastilles et la gaine ainsi que par la reprise du fluage de la gaine. Le retour rapide à 100% de la puissance nominale engendre une augmentation rapide des contraintes internes de la gaine à une valeur supérieure aux contraintes internes en fonctionnement nominal à 100% avant le FPPI, risquant de rompre la gaine des combustibles.
Afin de garantir l'intégrité des crayons vis-à-vis de la rupture des gaines par IPG, les réacteurs nucléaires à eau pressurisée comporte des moyens d'arrêt automatique du réacteur lorsque la puissance linéique maximale des crayons combustibles dépasse un seuil limite de puissance, également appelé seuil d'arrêt automatique du réacteur (AAR).
Dans les REP actuels, ce seuil limite de puissance est dimensionné en fonction de la puissance linéique locale conduisant à la rupture de la gaine lors des augmentations les plus importantes de la puissance linéique, c'est-à-dire lors des transitoires accidentels de catégorie 2 et/ou les remontées rapides de puissance suite à un FPPI.
Cependant, lors de transitoires de classe 1 (transitoires normaux d'exploitation), le risque de rupture de la gaine intervient pour une puissance linéique locale plus importante que lors des transitoires de catégories 2, la cinétique d'évolution de la puissance des transitoires de catégories 1 étant suffisamment lente pour permettre une relaxation des contraintes par fluage.
Ainsi, le dimensionnement actuel du seuil limite de puissance ne permet pas d'obtenir une flexibilité accrue d'exploitation des réacteurs nucléaires à eau pressurisée, notamment en suivi de réseau, la marge d'exploitation étant trop réduite par la faible valeur du seuil d'arrêt automatique du réacteur.
Dans ce contexte, l'invention vise à résoudre les problèmes mentionnés en permettant une exploitation plus souple du réacteur nucléaire. A cette fin, l'invention propose un procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, ledit procédé comportant les étapes consistant à : déterminer la puissance linéique maximale des crayons combustibles et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps ; déterminer un seuil de puissance linéique en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ; comparer ladite puissance linéique maximale avec ledit seuil de puissance linéique ; déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé. On entend par le terme puissance linéique, la puissance thermique produite par unité de longueur active de l'assemblage combustible.
Grâce à l'invention, il est possible d'adapter la valeur du seuil limite de puissance linéique en fonction de la cinétique d'évolution de la puissance linéique maximale des crayons combustibles. La puissance linéique maximale dans les crayons combustibles est déterminée à partir de mesures de paramètres de fonctionnement fournies par une instrumentation du cœur formée par des capteurs, des logiciels de calcul classiques, des moyens de stockage des données.
Ainsi, pour un transitoire de puissance accidentel de catégorie 2 le seuil limite de puissance linéique sera fixé préférentiellement à une limite basse, sensiblement vers 450 W/cm afin de se préserver du risque important de rupture des gaines par IPG, alors que pour un transitoire de catégorie 1 avec une augmentation plus lente de la puissance linéique, le seuil limite de puissance linéique peut être fixé à une valeur plus haute, sensiblement jusqu'à 590 W/cm, le risque de rupture de gaines par IPG étant plus faible. Le seuil limite haut équivalent à une puissance linéique maximale sensiblement égale à 590 W/cm permet notamment de protéger le réacteur contre la fusion du combustible.
A cet effet, une courbe de corrélation du seuil de puissance linéique en fonction de la dérivée de la puissance linéique maximale est stockée dans les moyens de stockage de l'instrumentation du cœur.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel que l'action corrective est un arrêt dudit réacteur nucléaire.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel qu'il comporte les étapes consistant à : déterminer un seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale; comparer ladite puissance linéique maximale des crayons combustibles au dit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale ; - déclencher une alarme si ladite puissance linéique maximale est supérieure ou égale au dit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale.
Avantageusement, le procédé comporte une étape consistant à diminuer la puissance du réacteur lorsque ladite alarme dudit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale est déclenchée.
Avantageusement, ledit seuil limite d'alarme est déterminé par minoration dudit seuil de puissance linéique et intervient avant ledit seuil de puissance linéique (PL).
Avantageusement, ledit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale correspond à 94% du seuil de puissance linéique.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel l'étape de détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite
dérivée de ladite puissance linéique ( ) est réalisé au moyen d'une dt fonction linéaire. L'invention a également pour objet un dispositif de protection basé sur des mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du cœur mettant en œuvre le procédé selon l'invention caractérisé en ce qu'il comporte : des moyens pour déterminer la puissance linéique maximale (P* max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite puissance
.. , . . , . . dPC max . linéique en fonction du temps ( ) ; dt des moyens pour déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en
fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( ) ; dt - des moyens pour comparer ladite puissance linéique maximale {Pc max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; des moyens pour déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale {Pc max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
Selon une autre caractéristique, ledit dispositif comporte des moyens de pilotage de grappe(s) de contrôle permettant de diminuer la puissance du cœur et/ou d'arrêter le réacteur.
Selon une autre caractéristique, ledit dispositif comporte des moyens de stockage pour stocker la fonction permettant la détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance
.. , . , dPC max . linéique ( ). dt
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront plus clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles :
- la figure 1 illustre schématiquement un réacteur nucléaire à eau pressurisée ;
- la figure 2 représente un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire à eau pressurisé ; - la figure 3 représente un crayon de combustible nucléaire de l'assemblage combustible illustré à la figure 2 ; - la figure 4 représente un schéma synoptique du procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire selon l'invention ;
- la figure 5 est une représentation graphique illustrant un exemple de loi de corrélation du procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire selon l'invention.
Dans toutes les figures, les éléments communs portent les mêmes numéros de référence.
La figure 1 a déjà été décrite précédemment en référence à la présentation générale de l'invention.
La figure 2 représente un assemblage combustible 23 d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée.
L'assemblage combustible 23 comprend de manière classique un réseau de crayons combustibles 24 et un squelette 26 de support des crayons 24.
Le squelette 26 comprend, de façon classique :
- un embout inférieur 28 et un embout supérieur 30 disposés aux extrémités longitudinales de l'assemblage 23,
- des tubes-guides 21 , reliant les deux embouts 26 et 28, destinés à recevoir des crayons de contrôles des grappes 20,
- des grilles entretoises 32 de maintien des crayons 24.
Comme illustré à la figure 3, chaque crayon combustible 24 comprend, une gaine 33 sous forme d'un tube fermé à son extrémité inférieure par un bouchon inférieur 34 et à son extrémité supérieure par un bouchon supérieur 35. Le crayon 24 contient une série de pastilles 36 empilées dans la gaine 33 et prenant appui contre le bouchon inférieur 34. Un ressort de maintien 38 est disposé dans le tronçon supérieur de la gaine 33 pour prendre appui sur le bouchon supérieur 35 et sur la pastille 36 supérieure. Généralement, les pastilles 36 sont en oxyde d'uranium et la gaine 33 est en alliage de zirconium.
Sur la figure 3, qui correspond à un crayon combustible 24 avant irradiation, il existe un jeu radial J entre les pastilles 36 et la gaine 33, compris par exemple entre 100 et 300 μm. Cela est illustré plus particulièrement sur la partie cerclée agrandie de la figure 3.
Chaque pastille 36 a une forme sensiblement cylindrique avec des chanfreins (non représentés) entre des faces d'extrémités et sa face latérale. Un évidement 37 en calotte sphérique est ménagé dans chaque face d'extrémité, sensiblement au centre de celle-ci.
Afin de garantir un bon échange thermique dans les crayons 24 avant l'entrée en contact des pastilles 36 avec la gaine 33 lors du conditionnement des pastilles 36, le crayon 24 est, en outre, rempli d'un gaz thermiquement conducteur, tel que l'hélium. La pression de gaz contribue également à différer, dans le temps, le fluage en compression de la gaine 33.
Lorsque le réacteur va fonctionner, par exemple à sa puissance globale nominale PN, le combustible nucléaire des pastilles 36 va être conditionné.
Le conditionnement se caractérise essentiellement par la fermeture du jeu J entre les pastilles 36 et la gaine 33, due au fluage de la gaine 33 et au gonflement des pastilles 36.
Ainsi, plus spécifiquement, on distingue les étapes suivantes pour chaque pastille 36 lors du conditionnement :
- sous l'effet de la différence de pression entre l'extérieur (eau du circuit primaire) et l'intérieur du crayon 24, la gaine 33 se déforme progressivement radialement par fluage vers l'intérieur du crayon 24. Par ailleurs, les produits de fission, qui sont majoritairement retenus dans la pastille 36, induisent un gonflement de celle-ci. Durant cette phase, la sollicitation de la gaine 33 du point de vue des contraintes est uniquement due à la pression différentielle existant entre l'extérieur et l'intérieur du crayon 24. Les contraintes dans la gaine 33 sont des contraintes de compression ;
- le contact entre la pastille 36 et la gaine 33 s'amorce au bout d'un intervalle de temps qui dépend essentiellement des conditions locales d'irradiation (puissance, flux neutronique, température, ...) et du matériau de la gaine 33. En réalité, le contact s'établit de façon progressive sur une période qui débute par un contact mou suivi par l'établissement d'un contact fort. La pression de contact de l'oxyde de la pastille 36 sur la face interne de la gaine 33 conduit à une inversion des contraintes dans la gaine 33 qui deviennent positives et tendent à solliciter la gaine 33 en traction ;
- le gonflement de la pastille 36 se poursuit et impose alors sa déformation à la gaine 33 vers l'extérieur. En régime permanent établi, cette expansion est suffisamment lente pour que la relaxation du matériau de la gaine 33 permette un équilibre des efforts dans la gaine 33. Dans ces conditions, le niveau des contraintes en traction est modéré (quelques dizaines de MPa) et ne présente pas de risque vis-à-vis de l'intégrité de la gaine 33.
Au cours d'un transitoire de puissance de catégorie 2, la température des pastilles 36 peut dépasser largement 1200°C. Cette température correspond au domaine d'activation du fluage thermique du combustible à base d'uranium. Sous l'effet de la haute température, le matériau des pastilles 36 à tendance à s'écouler vers le centre des pastilles 36 mises en compression, et donc à combler les évidements 37. En conséquences, les contraintes sur les surfaces latérales des pastilles 36, qui comparativement restent froides (température inférieur à 1000°C), vont diminuer et ainsi la poussée des pastilles 36 sur la gaine sera également réduite.
Au cours de ce transitoire de puissance de catégorie 2, la gaine 33 impose une rétroaction sur les faces latérales des pastilles 36. Du fait du champ de température régnant au sein du combustible, les faces latérales des pastilles 36 restent relativement froides et demeurent donc fragiles et susceptibles de se microfissurer sous l'effet de la rétroaction imposée par la gaine 33. Ainsi, lors d'un transitoire de catégorie 2, des contres réactions pastilles 36-gaine 33 peuvent s'instaurer, s'opposant toutes deux aux effets instantanés des déplacements différentiels d'origine thermique conduisant à un risque de rupture par IPG.
Pour rappel, les transitoires de catégorie 2, limitatifs vis-à-vis du risque de rupture par IPG, sont dus notamment à l'un des événements suivants :
- augmentation excessive de charge,
- retrait incontrôlé de groupe(s) de grappes 20,
- chute de grappe(s) 20, - dilution d'acide borique.
Il est connu que les transitoires accidentels de catégorie 2 induisent les variations de puissances plus fortes et plus rapides dans le cœur 2 que les transitoires de classe 1.
Pour garantir l'intégrité des crayons 24 vis-à-vis de l'interaction pastille 36-gaine 33, le réacteur nucléaire 1 comporte des moyens de protection réglés de façon à contrôler le fonctionnement du réacteur 1 de sorte que, notamment lors d'un transitoire de catégorie 2, la puissance linéique maximale Pe max dans les crayons 24 reste inférieure à un seuil limite PL.
La puissance linéique Pc effective dans les crayons 24 est estimée, à partir des mesures de paramètres de fonctionnement fournies par des capteurs, par des logiciels de calculs classiques stockés dans une mémoire des moyens de protection.
Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée, les moyens de protection sont notamment réalisés par un Système de Protection Intégré Numérique, également appelé SPIN, ou par un système équivalent basé sur les mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du cœur du réacteur.
Par exemple, le SPIN est formé par un ensemble d'équipements électroniques et électriques qui à partir de mesures issues de chaînes d'instrumentation et en les comparant aux seuils limites, élabore des signaux d'alarme, de réduction automatique de la puissance ou d'arrêt automatique du réacteur.
Le procédé selon l'invention permet notamment d'améliorer ces moyens de pilotage et notamment les dispositifs de type SPIN ou autre système équivalent, basés sur la mesure de l'instrumentation interne et/ou externe du cœur.
Le procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement dû à l'interaction pastille- gaine est illustré par le schéma synoptique de la figure 4. La première étape illustrée, par le bloc 40, consiste à déterminer la puissance linéique maximale Pc max des crayons combustibles 24 au moyen des mesures de paramètres de fonctionnement fournies par les capteurs et par les logiciels de calculs stockés dans une mémoire des moyens de protection. On calcule dans une deuxième étape, illustré par le bloc 41 , la dérivée
de la puissance linéique maximale par rapport au temps , afin dt d'évaluer la cinétique d'évolution de la puissance linéique dans les crayons 24. Cette dérivée de la puissance linéique permet de fournir, aux moyens de protection, une information sur le type de transitoire, catégorie 1 ou 2, subit par le réacteur nucléaire en plus de la valeur maximale de la puissance linéique des crayons combustibles. Cette deuxième étape est réalisée simultanément avec la détermination de la puissance linéique maximale Pc max. Dans une troisième étape, illustrée par le bloc 43, on détermine un seuil limite de puissance linéique PL, en fonction de la valeur de la dérivée de la puissance linéique déterminée précédemment. Pour cela, une loi de variation, illustrée par le bloc 42, est stockée dans la mémoire des moyens de protection. Un exemple de loi est illustré particulièrement par le graphique de la figure 5.
Selon un premier mode de réalisation de l'invention, la loi de corrélation entre la dérivée de la puissance linéique en fonction du temps et le seuil limite de puissance PL est représentée par une fonction linéaire variant entre deux seuils extrêmes, un seuil haut et un seuil bas.
Ainsi, en fonction de la cinétique d'évolution de la puissance linéique, la loi de variation permet d'adapter le seuil limite de puissance PL en fonction de l'augmentation plus ou moins rapide de la puissance linéique des crayons 24, c'est-à-dire en fonction de la sévérité des transitoires. Pour un transitoire accidentel de catégorie 2 impliquant une augmentation rapide de la puissance linéique Pc, c'est-à-dire pour une dérivée de la puissance linéique en fonction du temps élevée, des crayons combustibles conduisant à un risque élevé de rupture par IPG, le seuil limite de puissance linéique est faible, préférentiellement de l'ordre de 450W/cm. Pour un transitoire normal d'exploitation, de catégorie 1 avec une augmentation de puissance linéique Pc lente, c'est-à-dire pour une dérivée de la puissance linéique en fonction du temps faible, le risque de rupture des gaines par IPG au seuil de 450W/cm est inexistant, le seuil limite de puissance pour ce type de transitoire est plus important, préférentiellement de l'ordre de 590W/cm. Ce seuil sensiblement égal à 590 W/cm permet notamment de protéger le réacteur contre la fusion du combustible.
L'étape suivante, illustrée par le bloc 44, consiste à comparer la valeur de la puissance linéique maximale Pc max déterminée lors de la première étape avec le seuil limite de puissance linéique PL dépendant de la cinétique d'évolution de la puissance linéique des crayons combustibles 24.
Le bloc 45 illustre le cas où la puissance linéique maximale Pc max est inférieure au seuil limite de puissance PL, dans ce cas les moyens de protection n'enclenchent pas d'action corrective visant à diminuer la puissance globale P du réacteur.
En revanche, si la puissance linéique maximale Pc max est supérieure au seuil limite de puissance PL, alors les moyens de protection enclenchent soit une alarme, soit une action corrective (typiquement une insertion de grappes de commande) permettant de réduire la puissance globale P du réacteur, voire l'arrêt automatique du réacteur.
En effet, le seuil limite de puissance PL est déterminé préférentiellement afin de correspondre à un d'arrêt automatique du réacteur (AAR).
Afin de se prémunir d'un arrêt automatique du réacteur, un deuxième seuil, dit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale SA, est dimensionné afin de prévenir l'approche du seuil limite de puissance PL correspondant à une action d'arrêt d'urgence du réacteur.
Le seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale SA est inférieur au seuil limite de puissance PL et correspond avantageusement au seuil limite de puissance PL minoré d'un certain pourcentage, par exemple 6%.
A cet effet, le procédé selon l'invention comporte également les étapes consistant à :
- déterminer le seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale SA à partir du seuil limite de puissance linéique PL ;
- comparer la puissance linéique maximale des crayons combustibles au seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale SA.
Ainsi, l'invention a pour objet un procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement des gaines par interaction pastille-gaine.
Le procédé selon l'invention est mise en œuvre par un dispositif de protection du cœur du réacteur basé sur les mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du cœur du réacteur. Le procédé selon l'invention permet de relaxer le seuil limite de puissance ainsi que le seuil d'alarme qui en découle et permet d'augmenter la souplesse d'exploitation du réacteur tout en garantissant une protection efficace contre les ruptures de gaines par IPG, lors des transitoires accidentels de catégorie 2. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes consistant à : déterminer la puissance linéique maximale (P* max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite puissance linéique en
, .. . . . dPl max . fonction du temps ( ) ; dt - déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de
. ... . , . , . . ... . .. , . , <iP*max . ladite dérivée de ladite puissance linéique ( ) ; dt comparer ladite puissance linéique maximale (P* max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale
(P* max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
2. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que ladite action corrective est un arrêt dudit réacteur nucléaire.
3. Procédé selon la revendication 2 caractérisé en ce que ledit procédé comporte les étapes consistant à : déterminer un seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA) ; comparer ladite puissance linéique maximale (P* max) des crayons combustibles (24) au dit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA) ; déclencher une alarme si ladite puissance linéique maximale (P* max) est supérieure ou égale au dit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA).
4. Procédé selon la revendication 3 caractérisé en ce qu'il comporte une étape consistant à diminuer la puissance du réacteur lorsque ladite alarme dudit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA) est déclenchée.
5. Procédé selon l'une des revendications 3 à 4 caractérisé en ce que ledit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA) est déterminé par minoration dudit seuil de puissance linéique (PL) et intervient avant ledit seuil de puissance linéique (PL).
6. Procédé selon la revendication 5 caractérisé en ce que ledit seuil limite d'alarme de la puissance linéique maximale (SA) correspond à 94% dudit seuil de puissance linéique (PL).
7. Procédé selon l'une des revendications 1 à 6 caractérisé en ce que l'étape de détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en
fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( ) est dt réalisé au moyen d'une fonction linéaire.
8. Dispositif de protection basé sur des mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du cœur mettant en œuvre le procédé selon l'une des revendications 1 à 7 caractérisé en ce qu'il comporte : des moyens pour déterminer la puissance linéique maximale (P* max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite
puissance linéique en fonction du temps ( ) ; dt des moyens pour déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique dPt max dt des moyens pour comparer ladite puissance linéique maximale (P* max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; des moyens pour déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (P* max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
9. Dispositif de protection selon la revendication 8 caractérisé en ce qu'il comporte des moyens de pilotage de grappe(s) de contrôle permettant de diminuer la puissance du cœur et/ou d'arrêter le réacteur.
10. Dispositif de protection selon l'une des revendications 8 à 9 caractérisé en ce qu'il comporte des moyens de stockage pour stocker la fonction permettant la détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en
fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( ). dt
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