CA1219976A - Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire modere et refroidi par de l'eau legere - Google Patents

Abstract

Procédé d'exploitation d'un réacteur nuclaire modéré et refroidi par de l'eau légère. Le procédé consiste à introduire des barres de variation du spectre d'énergie des neutrons dans le coeur du réacteur au cours d'une première phase du cycle de fonctionnement du réacteur pour diminuer le rapport du volume de modérateur au volume de matériau fissile dans le coeur. Dans une deuxième phase du cycle on extrait les barres de déplacement de spectre. Les barres sont en matériau absorbant les neutrons à faible énergie. Les barres peuvent être en matériau fertile tel que l'uranium appauvri. L'invention s'applique en particulier aux réacteurs nucléaires à eau sous pression.

Description

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Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau lé~ère La présente invention concerne un procédé d'exploitation d'un ré-acteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère et plus particuliè-rement un procédé comportant une phase de fonctionnement du coeur du réac-teur dans un spectre décalé vers les neutrons rapides lorsque la réactivité
du combustible nucléaire utilisé est importante.
Le coeur du réacteur est constitué par des assemblages combusti-bles dont on erfectue le remplacement à des intervalles de temps détermi-nés. Entre deux rechargements successifs, se déroule un cyc]e complet de fonctionnement du réacteur.
Dans les réacteurs nucléaires modérés et refroidis à l'eau légère sous pression de type connu, il se produit lors du démarrage de la réaction de fission en chaine en début de cycle un excédent de réactivité dépendant du taux d'enrichissement du combustible nucléaire qui doit etre limité pour éviter un "emballement" de la réaction. Les moyens de limitations classi-ques utilisés consistent de manière conventionnelle à disposer des poisons absorbeurs de neutrons soit dissous dans l'eau de refroidissement, soit sous forme de poison consommable, c'est-à-dire à durée de vie limitée, soit enfin à l'aide de crayons absorbants les neutrons utilisés ensuite pour le pilotage du niveau de puissance du coeur.
Il en découle ainsi une perte d'énergie qui pour~ait etre utili-sée à des fins utiles comme l'obtention de combustible fissile, comme le plutonium, permettant de réduire les besoins en uranium et les coats de son enrichissement. '~
Il a été proposé dans le passé d'utiliser l'excédent de réactivi-~5 t~ présente au démarrage de la réaction en réduisant le taux de ralentisse- 't ment des neutrons par le modérateur/réfrigérant du coeur de façon à ce que les neutrons émis de ce fait à des énergies plus élevées puissent rencon-trer les atomes fertiles contenus dans le combustible. L'absorption par la t matière fertile de ces neutrons à haute énergie permet alors de la rendre 30 ~issile et permet ainsi d'obtenir un surcroit de combustible améliorant de ce fait la consommation de l'uranium naturel.
Le déplacement du spectre des neutrons vers des énergies plus éle-vées s'effectuait en réduisant le volume de modérateur de fason à ce que son effet de ralentissement perturbe le moins possible le trajet des neu-35 trons rapides. Il est connu d'utiliser pour cette réduction du volume de modérateur une technique qui consiste à remplacer en début de vie du combus-~,~
tible une partie de l'eau légère constituant le réfrigérant/modérateur d'une chaudière à eau sous pression à l'aide d'un volume d'eau lourde.
L'eau lourde ayant un pouvoir modérateur moins important que l'eau légère permet donc le fonctionnement du r6acteur dans un spectre renforcé, c'est-à-dire dans un spectre dans lequel des neutrons de hautes énergies sont utili-sés pour la conversion du matériau fertile, tel l'U 2~8, en matériau fissi-le, tel que le Pu 239. Dans ces réacteurs, au fur et à mesure de l'épuise-ment du combustible, c'est-à-dire lorsque sa réactivité diminue, on augmen-tait le volume d'eau légère et de ce fait on diminuait le volume d'eau lour-de, de façon que l'effet de ralentissement du modérateur augmente, avec pour conséquence un adoucissement du spectre vers des énergies plus basses (neutrons thermiques) afin que le rapport volume de modérateur sur volume - de matière fissile soit compatible avec l'auto-entretien de la réaction de fission en chaîne.
Cette opération de modification du volume de modérateur par intro-duction puis extraction d'eau lourde entraîne une augmentation de coût im-portante due au prix de l'eau lourde elle-même et à la nécessité de prévoir des circuits supplémentaires onéreux pour des opérations de dilution et de récupération.
Une autre méthode de modification du volume de modérateur dans les réacteurs refroidis à l'eau sous pression a été proposée ; elle consis-te à utiliser des grappes de crayons en matériau transparent aux neutrons (alliage de zirconium) qui sont introduits-dans une partie des tubes-guides des assemblages combustibles afin d'empêcher le réfrigérant/modérateur d'y 25 pénétrer. 1i Ces grappes de crayons ou barres de variation de spectre restent insérées dans les tubes-guides durant le début de vie du coeur et permet-tent ainsi àux neutrons d'être absorbés à de hautes énergies par diminution de l'efEet de ralentissement du modérateur, ~n cours de fonctionnement, ces grappes sont extraites et permettent au modérateur/réfrigérant de pénétrer alors dans les tubes-guides réalisant ainsi un glissement vers des énergies plus basses de façon à ce que le réacteur continue à fonctionner dans le spectre des énergies (neutrons thermiques) identiques à celui des réacteurs de puissance à eau légère connus actuellement.
Cette modification mécanique, par opposition à celle de la dilu-tion eau lourde/eau légère, introduit toutefois des contraintes, sur le plan des équipements qui ne sont pas négligeables. Il importe donc d'obte-nir un effet ae conversion de matière fertile en matière fissile le meil-~%~g~6 leur possible pour contrebalancer le coût supplémentaire des équipements.
Il est par ailleurs connu dans d'autres réacteurs étudiés a ce jour d'utiliser le spectre des neutrons a haute energie, a savoir les neutrons rapides, durant toute la pé-riode de fonctionnement d'un coeur de maniere a ce que ce coeur présente un facteur de conversion élevé et produise de ce fait une quantité de matériau fissile tres importante qui sera utilisée dans des nouvelles charges de combustible.
A cette fin des ensembles de crayons ou d'éléments de materiau fertile sont fixés à demeure soit dans des assemblages combus-tibles constitues de matériau fissile soit de maniere plus fréquente dans la périphérie d'une zone constituee de mate-riau fissile.
Des techniques anterieures décrites ci-dessus de-coulent le fait que toutes les etudes ont ete dirigées vers une optimisation de l'utilisation des neutrons emis afin que l'absorption des neutrons émis libérés dans le spectre des neutrons rapides soit la plus productive possible en ce qui concerne la conversion en matiere fissile telle que le plu-tonium. Or si les techniques antérieures relatives au depla-cement du spectre d'un reacteur en debut de vie atteignent des résultats substantiels quant à la production de pluto-nium qui sera consommé lors de la seconde partie de la vie ~5 du reacteur lorsqu'il fonctionnera dans le spectre des neu-trons thermiques, il subsiste encore toutefois une limitation importante du bilan neutronique due au nombre de fissions excedentaires engendrees localement par les neutrons lents, lors du fonctionnement du réacteur dans le spectre décale vers les neutrons rapides.
Selon la presente invention, il est donc prevu un procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire modére et refroidi par de l'eau légère comportant un coeur constitué
par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère de modération et de refroidissement, dont on effectue le 37~

remplacement au moins partiel a des intervalles de temps determines, correspondant a des cycles de fonctionnement du réacteur, suivant lequel:
- pendant une premiere phase du cycle, on maintient a l'intérieur du coeur des barres de matériau fertile absor-bant les neutrons a faible énergie, reparties dans le coeur de façon à diminuer le rapport entre le volume de moderateur et le volume de materiau fissile dans le coeur, - pendant une seconde phase du même cycle, on main-tient lesdites barres de deplacement du spectre hors du coeurafin de fonctionner avec un spectre d'energie plus faible, de sorte que l'on obtient, au cours de la premiere phase, un déplacement du spectre vers les hautes énergies et une conversion de matière combustible fertile en matiere 1~ combustible fissile plus importants qu'avec des barres trans-parentes aux neutrons~
Plus particulierement ce procede est caractérisé
en ceque le matériau absorbant des barres de variation de spectre est choisi pour produire une absorption des neutrons lents excédentaires au besoin de l'entretien de la réaction de fissi~n en chaîne.
Selon la présente invention, il est également prévu un réacteur nucleaire modere et refroidi par de l'eau l~gère, comprenant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légere, chaque assemblage contenant du matériau ~issile et du materiau fertile et ayant des tubes guidesi des grappes de crayons absorbant les neu-trons destines a piloter le niveau de puissance du coeur; et des grappes de crayons de variation de spectre deplaçables le long de certains au moins des tubes guides répartis dans le coeur, entre une position ou les grappes sont inserees dans le coeur au cours d'une première phase de fonctionnement du réacteur, de façon a décaler le spectre d'énergie des neu-trons dans le coeur vers les hautes énergies par diminution du rapport de modération, et une position où les crayons sont ~7 -~a-logés dans des équipements situés au-dessus du coeur, caractérisé en ce que les crayons des yrappes de variation de spectre contiennent du materiau fertile de façon à provoquer un durcissement supplémentaire du spectre par suite de 1' absorption accrue des neutrons de basse énergie dans le matériau fertile.
L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description ci-dessous et des figures jointes.
Les figures la, lb, lc représentent respectivement les courbes des spectres de neutrons en fonction de leur é-nergie, la courbe de la section efficace de l'U 235 et du Pu 239 utilisées comme matériau fissile en fonction de l'é-nergie des neutrons, la courbe du taux de conversion en plu-tonium en fonction de l'énergie des neutrons.
La figure 2 montre une série de courbes représen-tant l'épuisement en matière fissile du combustible lors d'un cycle de fonctionnement d'un coeur selon les différents spectres d'energie utilises.
La figure la est une representation de la population des neutrons necessaires à l'entretie,n de la réaction en chaîne en fonction de l'énergie des neutrons (en ordonnée le flux, en abcisse l'énergie).
SiI!on observe la courbe A nous avons une représen-~ation du spectre des neutrons émis par la matière fissile ~5 contenue dans les crayons combustibles des assemblages compo-sant le coeur d'un réacteur nucléaire du type à eau pressu-risée actuel. Les neutrons rapides sont ralentis par le mo-d~rateur et l'on s'aperçoit que la population de neutrons (par unite de volume) nécessaire à l'entretien de la réaction de fission est essentiellement constituée de neutrons ther-miques dont l'énergie est proche de 0,025eV schématisé en Al sur la figure laO
La courbe B représente le spectre des neutrons des reacteurs de 17art antérieur dans lesquels on diminue le taux de ralentissement des neutronspar réduction du volume du mo-~2~ 6 -4b-dérateur tel que schématisé en D, en utilisant des barres de variation de spectre en matériau transparent aux neutrons.
Le decalage de l'energie des neutrons est schematisé en Bl.
Ce décalage vers des neutrons a energie plus élevee correspond à un durcissement du spectre qui permet l'augmen-tation du taux de conversion tel que represente en Bl sur la figure lc et par consequent un gain en plutonium redui-sant la quantite de matiere fissile qu'il a fallu consommer sur ~2~ 37~
le combustible initial.
Toutefois, si la réaction en chaine est maintenue conjointement par la fission d'une partie du Pu 239 produit par la fission des atomes d'U
23;, il subsiste une partie de la population de neutrons qui se "thermali-se". Cette partie de la population se thermalise du fait qu'un nombre deneutrons à énergie trop élevée pour être absorbés et participer à la conver-s;on de la matière fertile en matière fissile se ralentissent lors de leur parcours dans le modérateur. 11 en découle que cette population de neutrons lents se montre excédentaire lorsque la réactivité du combustible est impor-tante et l'on est obligé pour conserver un coefficient de multiplica~iontoujours identique d'employer encore une forte proportion de poisons consom-mables.
~ a courbe C représente le spectre des neutrons mis en oeuvre dans la présente invention et leur énergie est schématisée en Cl.
En se basant sur le fait que la production de plutonium est fonc-tion du taux de conversion, l'invention propose de diminuer encore le nom-bre des neutrons lents excédentaires en disposant sur leur parcours des crayons d'oxyde d'uranium appauvri afin qu'ils contribuent localement à
l'absorption de ces neutrons lents, ce qui a pour effet corrélativement d'augmenter localement la proportion de neutrons dlénergie plus élevée par rapport à la population totale des neutrons et de ce fait de durcir plus avant le spectre c'est-à-dire d'obtenir la fission par des neutrons à éner-gie plus élevée tel que représenté en F sur la figure la.
Le fait de durcir localement par insertion temporaire de crayons d'oxyde d'uranium appauvri dans les assemblages combustibles augmente de fa-çon sensible, tel que représenté sur la figure lc (point Cl), le taux de conversion de l'U 238 contenu dans les assemblages, en plutonium Z39, car l~ répartition homogène de ces crayons dans le coeur a pour effet d'entrai-ner un durcissemeht global du spectre à l'échelle du coeur du réacteur.
En outre, ces crayons, soumis eux-mêmes au flux des neutrons rapi-des entrainent une formation supplémentaire de plutonium 239 qui contribue l'entretien de la réaction de fission lorsqu'ils sont insérés dans les as-semblages. Cette formation de plutonium 239 es~ complétée par la conversion des traces d'U 235 contenues dans ces crayons et soumises à l'action des neutrons lents absorbés.
Les courbes repré~ientées sur la figure 2 montrent les différents épuisements d'un coeur dont le combustible comporte un taux d'enrichisse-ment initial identique en fonction des différents spectres montrés sur la figure la.
La courbe A représente l'épuisement théorigue à lO0 % d'un coeur fonctionnant dans le spectre des neutrons thermiques.
La courbe B représente l'épuisement d'un meme coeur mais pour lequel un durcissement de spectre s'effectue uniquement par la réduction du volume du modérateur (D) durant une première partie du processus de fis-sion, au moyen de grappes de crayons en alliage de ~irconium. La première partie de la courbe correspond à la période pendant laquelle les crayons sont insérés dans les tubes-guides des assemblages combustibles, ce qui ex-10 plique la perte de réactivité montrée à l'origine de la courbe. , Il faut remarquer, comme on peut le voir sur la figure lb, que ledurcissement du spectre entraîne une diminution de la section efficace de fission de l'U 235. Toutefois, du fait de l'augmentation du taux de conver-sion, une plus grande quantité de Pu 239 est formée. Comme représenté figu-re lb, la section efficace de fission du Pu 239 dans la bande d'~nergie con-sidérée est sensiblement plus élevée que celle de l'~ 235 et la réactivité
du combustible s'en trouve globalement améliorée.
C'est ainsi que la première partie de la courbe B de la figure 2 a une pente d'épuisement plus faible que la courbe A. ', Lorsqu'on approche de la limite ùe réactivité à partir de laquel-le le coefficient de multiplication risque de descendre en-dessous de sa va-leur nécessaire au maintien de la réaction en chaîne, c'est-à-dire la va-leur à laquelle le nombre de neutrons émis ne sera plus suffisant, on extrait les crayons des tubes-guides tel que montré en G.
~5 L'extraction des crayons permet au réfrigerant modérateur de péné- !~
trer dans les tubes-guides, augmentant de ce fait le pouvoir ralentisseur et adoucit le spectre de neutrons en le ramenant vers des énergies plus bas-ses.'Cette extraction crée un regain de réactivité dû au fait que la sec-tion efficace de fission de l'U 235 et du Pu 239 augmente comme on peut le ~' voir sur la figure lb.
De surcroit la matière fissile créée durant la première phase de ~~
fonctionnement permet, pour un enrichissement initial identique, dlobtenir une réaction de fission entretenue plus longuement tel qu'indiqué en H.
La courbe C représente l'épuisement d'un même coeur, selon la pré-sente invention.
L'introduction, dans les tubes-guides, de crayons constitués de pastilles en oxyde d'uranium appauvri contenues dans des gaines en alliage de zirconium permet donc d'obtenir une diminution du volume du modérateur (tel que represente en D sur la figure la) et une absorp-tion des neutrons lents entrainant un durcissement local du spectre.
Cette action decale donc globalement, puisque les crayons d'U02 appauvri se repartissent dans les assemblages constituant le coeur, le spectre des neutrons vers des éner-gies elevees (tel que representé en F sur la figure 1).
De plus, le taux de conversion étant plus élevé
(point Cl de la figure lc),on produit pendant cette phase une quantité plus importante de plutonium 239 participant aussi à l'entretien de la réaction de fission, ce qui fait que pour maintenir le coefficient de multiplication à la valeur nécessaire à l'entretien de la réaction de fission, on "épuise", tel que représenté en C, moins rapidement qu'en lS spectre représenté en B, le combustible initial.
Lorsqu'on procède à l'extraction des crayons (Point I, figure 2), on ramène alors le spectre vers les neutrons thermiques et l'on consomme, comme indiqué en J, le regain de réactivite résultant de l'augmentation des sections efficaces de l'U 235 et du Pu 239.
A la lecture de la figure 2, on s~apercoit de l'efficacité de l'utilisation de crayon " chasse modérateur"
en oxyde d'uranium appauvri qui, en utilisant l'excédent ~e r~activité du combustible neuf et meme en affectant cette

2~ r~activité lors du fonctionnement avec les crayons insérés, ne penalise pas le bilan neutronique global du coeur du re-acteur nucleaire.
Il est donc possible d'obtenir un gain sensible-ment plus important qu'en utilisant des crayons transparents aux neutrons en decalant encore plus le spectre c'est-à-dire en le durcissant localement de façon à augmenter autant que possible le taux de conversion, tout en gardant un bilan neu-tronique permettant d'assurer le fonctionnement et le pilo-tage du réacteur pendant toute la partie du cycle où le spectre est déplacé vers les neutrons rapides.

De plus, la production de plutonium 239 se trouve augmentée et réutilisable comme combustible pour des cycles futurs. En effet ces crayons, une fois extraits, ne parti-cipent plus à la reaction en chaîne puisqu'ils sont logés dans des équipements situés au-dessus du coeur et de ce fait ne s'epuisent pas.
L'invention ne se limite pas au mode de réalisa-tion qui a ete decrit oû l'on utilise de l'uranium appauvri comme materiau absorbant. On peut utiliser d'autres mate-riaux renfermant ou non de la matiare fertile. Il est ainsi possible d'utiliser comme matiare fertile du thorium 232 qui produit de la matière fissile sous la forme d'U 233.
L'invention s'applique à tout reacteur modére a l'eau comportant des barres de variation du spectre neutro-nique.
,

Claims (9)

Les réalisations de l'invention, au sujet des-quelles un droit exclusif de propriété ou de privilège est revendiqué, sont définies comme il suit:

1. Procédé d'exploitation d'un réacteur nuclé-aire modéré et refroidi par de l'eau légère comportant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère de modération [et de refroi-dissement, dont on effectue le remplacement au moins partiel à des intervalles de temps déterminés, corres-pondant à des cycles de fonctionnement du réacteur, suivant lequel :
- pendant une première phase du cycle, on maintient à l'intérieur du coeur des barres de matériau fertile absorbant les neutrons à faible énergie, répar-ties dans le coeur de façon à diminuer le rapport entre le volume de modérateur et le volume de matériau fissile dans le coeur, - pendant une seconde phase du même cycle, on maintient lesdites barres de déplacement du spectre hors du coeur afin de fonctionner avec un spectre d'énergie plus faible, de sorte que l'on obtient, au cours de la pre-mière phase, un déplacement du spectre vers les hautes énergies et une conversion de matière combustible fertile en matière combustible fissile plus importants qu'avec des barres transparentes aux neutrons.]

2. Procédé d'exploitation selon la revendication 1, caractérisé en ce que le matériau des barres de variation de spectre est choisi pour produire une ab-sorption des neutrons lents excédentaires aux besoins de l'entretien de la réaction en chaîne de fission.

3. Procédé d'exploitation selon la revendication 1, caractérisé en ce que les barres de variation du spectre contiennent au moins de l'uranium appauvri en isotope 235 ou du thorium.

4. Procédé d'exploitation selon la revendication 3, caractérisé en ce que les barres de variation du spectre sont formées de grappes de crayons constitués par des pastilles en oxyde d'uranium appauvri contenues dans une gaine tubulaire en alliage de zirconium.

5. Procédé selon l'une quelconque des revendi-cations 1 à 3, caractérisé en ce que, les assemblages combustibles contenant à la fois du matériau fissile et du matériau fertile, on dispose régulièrement à l'in-térieur du coeur, au cours de la première phase du cycle, lesdites barres de variation du spectre d'énergie qui comportent essentiellement du matériau fertile constitué par l'uranium 238 et/ou le thorium.

6. Procédé selon l'une quelconque des revendi-cations 1 à 3, caractérisé en ce que les barres de déplacement du spectre sont constituées par des grappes de crayons que l'on extrait du coeur en vue du fonction-nement au cours de la seconde phase du cycle, par extraction hors de tubes guides ménagés dans les assemblages combustibles.

7. Réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère, comprenant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère, chaque assemblage contenant du matériau fissile et du matériau fertile et ayant des tubes guides ; des grappes de crayons absorbant les neutrons destinés à piloter le niveau de puissance du coeur ; et des grappes de crayons de variation de spectre déplaçables le long de certains au moins des tubes guides répartis dans le coeur, entre une position où les grappes sont insérées dans le coeur au cours d'une première phase de fonctionnement du réacteur, de façon à décaler le spectre d'énergie des neutrons dans le coeur vers les hautes énergies par diminution du rapport de modération, et une position où
les crayons sont logés dans des équipements situés au-dessus du coeur, caractérisé en ce que les crayons des grappes de variation de spectre contiennent du matériau fertile de façon à provoquer un durcissement supplémentaire du spectre par suite de l'absorption accrue des neutrons de basse énergie dans le matériau fertile.

8. Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérérisé en ce que le matériau fertile contenu dans les crayons des grappes de variation de spectre est choisi dans le groupe constitué par l'uranium appauvri et le thorium.

9. Réacteur nucléaire selon la revendication 7 ou 8, caractérisé en ce que le matériau fertile contient des traces de matériau fissile.