FR2535100A1 - Procede et dispositif pour effectuer une distinction entre une exposition du combustible nucleaire au refrigerant et une fuite des barres de combustible - Google Patents

Abstract

PROCEDE ET DISPOSITIF POUR EFFECTUER UNE DISTINCTION ENTRE UNE EXPOSITION DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE AU REFRIGERANT ET UNE FUITE DES BARRES DE COMBUSTIBLE. DANS LE PROCEDE ET LE DISPOSITIF POUR EFFECTUER UNE DIFFERENCIATION ENTRE UNE EXPOSITION IMPORTANTE DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET UNE FUITE DES BARRES DE COMBUSTIBLE, ON SURVEILLE LES DIFFERENTS GROUPES PRECURSEURS DE NEUTRONS DIFFERENCIES PAR DIFFERENTS NIVEAUX D'ENERGIE DE NEUTRONS. POUR CELA, ON COMPTE LES INTERVALLES D'ENERGIE DISCRETS 1, 2, 3.

Description

Procédé et dispositif pour effectuer une distinction entre une exposition

du combustible nucléaire au réfrigérant

et une fuite des barres de combustible.

La présente invention concerne, d'une façon générale,

les appareillages nucléaires et elle a trait, plus particu-

lièrement, à un appareillage pour surveiller l'intégrité des barres de combustibles des assemblages combustibles de réacteui nucléaires.

Les réacteurs nucléaires cortiennent un coeur com-

bustible qui est un groupement d'assemblages combustibles

oineor'an Th chacun uns pluralité d'aicguilles combustibles.

lrne ba r*_ cou Dustible est un tube cylindrique qui contient des boulet'es ou pastilles de combustible nucléaire La pr-oi m 1 é 4 ta li"ue du tube sépare les boulettes de combustible du réfrig aut du réacteur qui s'écoule sur la surface du tulle ou Llaiage Une pén tration du gainage appelée rupture de gaine, 13 peu; permettre P des fragments de fission, particulièrement des gaz, de s'échapper des aiguilles combustibles et peut

p.:'iettre un contact réfrigérant/combustible.

Il saut s'attendre à ce que les réacteurs nucléaires subiseent des ruptures de gaine malgré un contrile rigoureux 2 o de,uli et lles directives de fonctionnement prudentes La plupart de; ruptures proviennent des fissures en trou d'a eiuile *,araissant dans le gainage et/ou dans les sonlurc des bouchons extrémitéso On détecte ces ruptures - va 7 ets le guz de fission a ",extérieur du coeur (par

t e:'e"ine dots le gas de recouvrement du réacteur) et en obser-

l S re 6 curseurs d E neutrons différés présents dans le ritarig era t J u r 7;Dcteuro L:impoortande des ruptures de gaine est due aux trois f. actlers sutivats: 3 C) t*< <Scurité bien qu'une rupture de gaine qui ne laisse s'icbapper que du gaz ait une importance négligeable du point de vue sécurité, la question se pose que la

brèche dans le combustible pourrait devenir suffisam-

ment grande pour permettre l'entrée du réfrigérant

dans l'aiguille ou l'échappement de quelques parti-

cules de combustible Dans les réacteurs surrégéné-

rateurs rapides à métal liquide, la réaction du sodium avec la matière combustible engendre un produit qui est moins dense que le combustible, ce qui provoque une augmentation du volume et, parfois, une aucmentation des dimensions de la brèche La

question de sécurité se pose dans le cas d'une aug-

mentation du volume du combustible ou d'un dégagement du combustible en raison d'un transfert de chaleur réduit possible à partir de l'aiguille, ou en raison

du risque éloigné que les particules pourraient s'ac-

cumuler de manière à former un blocage de l'écoulement

engendrant de la chaleur à l'intérieur du coeur.

(B) Entretien de l'installation eue nettaine quantité de la matière combustible pénétrant dans le réfrigérant pourrait être transportée en un point éloigné du coeur et se déposer dans une partie quelconque de la

tuyauterie, des échangeurs de chaleur ou des pompes.

Ces dépôts pourraient compliquer les opérations

d'entretien dans et autour des parties constitutives.

(C) Economie: Du fait que les ruptures de gaine sont

inévitables, on améliore considérablement la disponi-

bilité du réacteur en le faisant fonctionner avec un nombre limité d'éléments rompus De ce fait, si on arrive à résoudre les c Tuestions de sécurité et

d'entretien, on est fortement incité à faire fonction-

ner le réacteur avec un combustible rompu.

Un des problèmes auquel les instruments du réacteur doivent faire face est la détection et la surveillance du combustible rompu de telle manière que le fonctionnement sfr du réacteur ne se trouve pas compromis On peut résoudre ce problème par le fait que l'on peut observer les variations du combustible rompu,de sorte qu'une augmentation importante dans l'exposition du combustible réfrigérant est annoncée clairement et sûrement Une rupture de gaine relativement isolée et aléatoire dans le combustible nucléaire n'est pas dangereuse S'il se produit une exposition de combustible

et un dégagement de combustible, un mode possible de propa-

gation de la rupture peut être envisagé bien que l'expérience

courante indique que des ruptures de gaine restent des évène-

ments localisés Les analyses indiquent que des petits blocages engendrant de la chaleur peuvent être tolérés sans compromettre la sécurité Si un tel blocage peut être détecté de façon sure, on peut assurer encore la sécurité du réacteur en empêchant la croissance du blocage au-delà de limites tolérables Par consequent, il est souhaitable de créer un procédé de détection de rupture de gaine susceptible de faire la différence entreles ruptures importantes et les petites fuites qui ne se traduisent que par un échappemnt gaz de fission. Un procédé est décrit qui utilise la spectrométrie d'énergie de neutrons différés pour observer des variations dans le combustible rompu La mise au point de critères pour

empêcher la propagation de la rupture de gaine par l'inter-

médiaire d'une formation de blocage générateur de chaleur constituerait un pas en avant si la façon de procéder décrite pouvait erre appliquée dans la pratique Une telle-application

pratique doit être démontrée dans un réacteur en fonction-

nement et une telle démonstration doit nécessairement précéder la mise au point de critères quantitatifs L'analyse décrite dans cet exposé confirme la faisabilité théorique de cette approche Si l'application pratique est à la mesure de ce que

l'on espère, les informations obtenues par cette voie don-

neraient une indication de l'exposition du combustible et des variations de cette exposition, beaucoup plus directe que

les systèmes classiques détecteurs de neutrons différés (DND).

Le principe de base de cette technique est fondé sur le fait que les spectres d'énergie des neutrons différés émis

par des groupes différents de précurseurs varient Les infor-

mations relatives à l'énergie sont inexploitées dansies détecteurs classiques car les neutrons sont "thermalisés" (c'est-à-dire que leur vitesse est changée en une valeur thermique) avant la détection De nombreux isotopes précurseurs contribuent

à chacun des six groupes de neutrons différés utilisés nor-

malement dans les calculs de réacteurs Les mesures ont montré que le spectre d'énergie de chaque groupe est considérablement différent de celui des autres groupes En raison du délai de temps de transit entre les points d'origine des précurseurs et le point de détection, on ne peut espérer que tous les groupes de neutrons différés puissent être utilisés Dans la plupart des systèmes de réacteur, les groupes utiles sont vraisemblablement ceux dont les demi-vies moyennes sont

d'environ 6 secondes, 22 secondes et 55 secondes.

Dans l'application du procédé décrit ici, trois in-

tervalles d'énergie sont choisis, chacun optimisant sa con-

tribution par rapport à l'un des groupes Chaque intervalle d'énergie apporterait nécessairement des contributions par rapport aux autres groupes Il n'a pas été possible de définir l'amplitude et l'emplacement des intervalles d'énergie à

partir des informations obtenues Onprévoit qu'une telle défi-

nition fera partie d'une phase de mise au point de routine du procédé Les taux de comptage dans les trois intervalles peuvent être mis en rapport les uns avec les autres suivant trois combinaisons différentes dans le but d'une redondance de données 5 si besoin est Il n'est pas nécessaire d'établir un rapport entre le nombre de groupes qui contribuent et le nombre d'intervalles choisis Le choix de trois intervalles est relativement arbitraire,mais il constitue un moyen pour démontrer l'obtention de niveau de vie d'une fiabilité plus élevée

qu'avec le minimum de deux intervalles.

L'établissement d'un rapport entre les taux de comptage dans des intervalles d'énergie différents par un proportionnement élimine divers paramètres qui, sans cela, augmenteraient l'incertitude des observations Les expressions finales ont été obtenues en terme uniquement de paramètres qui affectent directement les observations désirées Ces paramètres sont les facteurs multiplicateurs, les temps de

retenue, et les dépendances de chacun d'eux vis-à-visdela tempé-

rature et de l'énergie L'amplitude réelle de chacun de ces paramètres n'est pas importante pour la faisabilité du procédé. L'application du procédé exige des mesures continues des taux de comptage à partir du début Les données, à n'importe quel moment donné, sont comparées avec celles établies a un instant antérieur Ce type de fonction est rempli le mieux à l'aide d'un calculateur Il faut s'attendre à ce ue l'apilication pratique du procédé exige un calculateur

intégré au système.

En terme pratiques, les mesures à effectuer sont celles des taux do comptage dans chacun des intervalles d'énergie et l'llure de variation dans le temps de chaque taux de comptage Les rapports de ces mesures sont établis

selon les nécessités à l'aide des équations appropriées.

A ?;artir des expressions développées dans la description

détaillée donnée ci-après, un ensemble de trois rapports serait obtenu à tout moment durant un fonctionnement en régime permanent avec ou sans combustible rompu dans le coeur, les valeurs réelles représentant la condition existante Si dans ni'importe laquelle des mesures il apparait des variations qui peuvent faire suspecter un blocage générateur de chaleur, une transition imndiate vers une moderation serait déclenchée r Es mesiires associées à cette transition décrites dans i.Ze Acrpi on détaillée ci-après seraient effectuées Apres sac ?e 1 tasliation idu rdacteur à un niveau de puissance plus ci-il prld Cterminfl le reste des mesures décrites serait execute Pour les conditions décrites, cette facon de procéder donne nne matrice de 9 valeurs à partir desquelles une d&csk Sn serait prise en ce qui concerne la possiblité d'une propagation de la rupture Les critères pour une telle

décision devraient attendre les données expérimentales men-

tionnées antérieurement.

La présente invention a pour objet principal d'as-

surer un fonctionnement prolongé du réacteur avec un plus grand nombre d'éléments rompus etune génération d'énergie par conséauent pendant un temps plus long La possibilité d'un fonctionnement plus long entre les arrêts nécessaires

pour l'extraction des éléments rompus contribue au fonction-

nement économique des réacteurs.

L'invention résided'une façon générale, dans un procédé de détection de barres combustibles rompues pour des réacteurs nucléaires comprenant une détection des radiations de neutrons dans un réacteur nucléaire, caractérisé par le fait que lesdites radiations sont détectées suivant un nombre donné de niveaux d'énergie de neutrons et qu'une différentiation des énergies détectées pour effectuer une distinction entre les barres de combustible rompues et les barres de combustible présentant une fuite par détection

des neutrons à des niveaux d'énergie donnés est effectuée.

Les figures i (A à F) sont des représentations pratiques de la production de groupes de précurseurs de neutrons différés ( 1 à 6) en fonction de l'énergie des neutrons; la figure 2 est une représentation graphique composée de la production totale de neutrons différés à partir d'une fission rapide de Pu 239 en fonction de l'énergie des neutrons; et

la figure 3 est un schéma du système de l'invention.

Un nouveau procédé est conçu pour fournir des infor-

mations de manière à établir une différence entre le signal issu de blocage 5 générateursde chaleur, ou d'autres expositions importantes ducombustible, et celui issu du gaz s'échappant des aiguilles cde combustible Un diagramme schématique du système d'écoulement représentant un canal de réfrigérant de réacteur, le parcours de l'écoulement du coeur du réacteur jusqu'à un système de détection et son retour jusqu'à l'entrée

du coeur est représenté sur la figure 3 Ce diagramme repré-

sente un système d'écoulement généralisé comprenant tous les types de réacteur Il pourrait y avoir plusieurs de ces boucles d'écoulement dans chaque réacteur Les principes décrits ici peuvent être appliqués séparément à chacune des boucles et à toutes les boucles Le procédé tire partie des trois facteurs suivants: ( 1) Demi-vies des précurseurs de neutrons différés: de façon classique, les neutrons issus de la fission sont divisés en six groupes appelés précurseurs présentant les demi-vies approximatives indiquées dans le tableau 1 Du point de vue de l'appareillage du réacteur, les précurseurs utiles sont ceux des groupes 1, 2 et 3 On voit que la différence dans les vitesses de décroissance des éléments de ces groupes

est à peu près un facteur de dix.

( 2) Spectre d'énergie des neutrons différés: le spectre d'énergie des neutrons différés associé à chacun des groupes est représenté sur la figure 1 Les données ou valeurs indiquées sont pour 39 Pu Un composé des groupes est représenté sur la figure 2 Les données disponibles indiquent qu'un consensus n'a pas encore été obtenu en ce qui concerne l'aspect détaillé du spectre de neutrons différés Toutefois, l'existence des pics et des vallées de l'ordre de 50 Ke V de largeur semble être indiquée de façon prononcée L'existence de cette structure dans le spectre d'énergie contribue à la mise en oeuvre de ce procédé, sans être pour autant

indispensable à cela.

( 3) Retenue des précurseurs dans les fuites de gaz de fission: lorsque le combustible est directement exposé au réfrigérant, presque tous les précurseurs pénètrent dans le réfrigérant par recul direct depuis la couche superficielle du combustible Par conséquent, les précurseurs sont immédiatement entraînés par le réfrigérant Dans le cas d'un gaz de fission s'échappant d'une aiguille combustible,

il existe deux catégories de participants aux pré-

curseurs trouvés dans le réfrigérant La première catégorie est l'ensemble des atomes précurseurs

qui, par recul, s'échappent du combustible direc-

tement dans le réfrigérant; cette contibution est directement proportionnelle à la superficie de la brèche La seconde catégorie est associée aux

i O contributions des zones autres que la surface exposée.

Les mécanismes qui régissent cette contribution sont

mal connus actuellement L'importance de la contri-

bution est exprimée sous la forme d'un facteur multi-

plicateuroud'accroissement qui est une fonction sensi-

ble du niveau de puissance Au facteur multiplica-

teur est associé un temps de retenue qui exprime le temps nécessaire pour que les atomes précurseurs soient transportés des diverses sections internes

de l'aiguille comportant la brèche jusqu'à l'empla-

cement de la rupture de la gaine L'existence d'un temps de retenue et d'un facteur multiplicateur a

été vérifié par des observations.

TABLEAU 1

Groupes neutrons différés Demi-vie Groupe i 55 secondes Groupe 2 22 secondes Groupe 3 6 secondes Groupe 4 2 secondes Groupe 5 0,6 secondes Groupe 6 0,2 secondes

L'utilisation des demi-vies des précurseurs de neu-

trons différés et du temps de retenue a été proposée ou utilisée antérieurement dans les systèmes de réacteur La nouveauté du procédé décrit dans le présent exposé réside dans le fait que l'on tire partie du spectre d'énergie des

neutrons différés Ce facteur fournit une dimension supplé-

mentaire avec laquelle on déchiffre les caractéristiques

des aiguil es comportant une brèche ou du combustible expose.

L'utilisation d'une spectrométrie de neutronspermet d'obtenir une indication directe des groupes précurseurs

contribuant aux neutrons observés Des variations apparais-

sant dans le mélange de précurseurs et donnant un signal paúticulier peuvent donner une indication du temps écoulé

entre la création des précurseurs et leur détection.

L'application d'une spectrométrie de neutron serait une chose relativement simple si le spectre composite des

neutrons était caractérisé par des pics clairement identi-

f iabe 1 t, un pic existant pour chaque groupe de précurseurs dû nerutrons différés Dans un tel cas, la zone ou superficie sous a pic indiquerait la contribution d'un isotope au taux mi.ision de neutronstotal Une telle contribution pourrait re -alojnn 6 e pour déterminer une superficie d'exposition du combnlstible au rxfzigerant si on connaissait les facteurs suiv-nts a le taux de fission locale, (l; la répartition d'écoulement entre l'écoulement du réfrigcrant au point de génération et le débit dans le système, -5 (c) le temps ée retard entre la génération des précurseurs

et leur détection.

En l'absernce de piesclairement définis(la structure aÄn pis Y u spectre composé n'est pas bien définie), on peut util ser le spectre dee neutrons commne une mesure relative de la contibution des neutrons différés La contribution de chaque groumedeprêcurseursest différente à divers niveaux d' é 7 e;gie Le taux de comptage à un niveau d'énergie par ry ort à un autre est une mesure du temps de retard par

suite des demi-vies différentes des précurseurs.

3 a 3 ?ouc eeprpliquer ce principe dans le procédé décrit dans le nresent exposé, on compte des intervalles d'énergie discrets comme indiqués sur la figure 3 Le but d'unchoix d'intervalles multiples comme représenté est l'obtention d'un moyen destiné à supprimer par normalisation les paramètres qui ne pourraient pas être utilisés dans la pratique pour effectuer une mesure locale dans tout le réacteur Par exemple, on va considérer le taux de comptage dans l'un des intervalles d'énergie représenté (désigné par D) et supposé provenir d' une source de noyaux ou particules de recul dans le coeur On va se référer au

tableau 2 pour les définitions des symboles.

f DP i Ài AR i Fy i -X t) D =-e i TR Q

TABLEAU 2

Définitions

A

R. i F Y. i QS -s t TR un facteur de dilution qui établit un rapport entre une concentration de précurseurs au détecteur et la concentration à la source (sans dimension). superficie de la surface du combustible exposé au réfrigérant, soit en raison de l'écoulement à travers un lit de particules, soit en raison de

l'ouverture d'une brèche du gainage (en cm 2).

parcours d'un fragment de fission "i" de précur-

seurs de neutrons différés (en cm).

taux de fission par unité de volume (en cm 3 sec 1).

rendement de fission des participants à Di.

débit volumétrique du réfrigérant dans le canal ou 3 -l

voie comportant la surface exposée (en cm sec).

temps de transit du réfrigérant depuis l'emplace-

ment de l'exposition du combustible jusqu'au

détecteur (en sec).

densité des précurseurs dans le réfrigérant du

groupe "i" de neutrons différés au voisinage im-

médiat du combustible exposé ou de l'ouverture de il

l'aiguille comportant la brèche (en atome par cm 3).

Dl N = densité des précurseurs dans le réfrigérant du groupe "i" de neutrons différés à l'emplacement 1

du détecteur (en atome par cm).

Dl = taux de comptage dans le détecteur 1 pour l'inter- valle associé au groupe "i" de précurseurs (en

impulsions ou coups par seconde).

D 2 = taux de comptage dans le détecteur 2 pour l'inter-

valle associé au groupe "i" de précurseurs après

un temps de retard td par rapport à Dl (en im-

pulsions ou coups par seconde).

> = constante de décroissance associée aux partici-

1 -1

pants à Dl (en sec l) = facteur de rendement du détecteur en impulsions ou coups par seconde par unité de concentration volumétrique des précurseurs pour le réfrigérant

à l'emplacement du détecteur.

De façon similaire, on va considérer le taux de comptage daimun intervalle d'énergie différent, donné par

D.

f D\i Rjy el J t TR ( 2) - |D I p X y R t (\ -) Ii =_ i i i j e TR j ( 3) LJR - Comme on le voit d'après l'équation ( 3), en obtenant un rapport entre les taux de comptage à des intervalles d'énergie différents dans le cas d'un recul, on supprime les paramètres correspondant au débit à la surface d'exposition et au taux de fission Le rapport Di resterait constant Dz R dans le temps à moins que, dans les caractéristiques de la source, il se produise une variation modifiant certaines des quantités de l'équation ( 3) Le rapport dans l'équation ( 3) exprime exactement le rapport relatif à la condition dans laquelle il n'existe aucune aiguille rompue dans le coeur du réacteur et les neutrons différés proviennent tous d'une teneur en-éléments fissilesvagabondsdans le réfrigérant et d'une teneur en élémentsfissile sous forme de tracesdans le gainage, les conduits et autres structures du coeur Si trois intervalles sont établis comme représenté sur la figure 3, trois rapports peuvent être déterminés à tout moment par les différent ombinaisons de i et j Un

ensemble de ces rapports trouvés dans un coeur propre (c'est-

à-dire un coeur dans lequel toutes les aiguilles de combus-

tibles sont intactes) sert de référence pour une souce

de recul pure.

L'expression pour le taux de comptage au détecteur se trouve modifiée si les aiguilles comportant une brèche contribuent au signal Il en est ainsi en raison du fait que le facteur multiplicateur (EF) et le temps de retenue (t) i HU à l'intérieur de l'aiguille influencent les paramètres de la façon suivante: = f D i Xi ARF YiEF e (t TR + t HU ( 4) P i L BP Qs 5 o il est supposé que le facteur multiplicateur pourrait être différent pour les divers isotopes précurseurs Le rapport qui est relatif à des aiguilles comportant une brèche et qui correspond à l'équation ( 3) est D r 1 X y Ri EF (t TR+ t HU)()ô > L R if e S BP Lorsque l'on compare l'équation ( 5) avec l'équation ( 3), on voit que le temps de retenue a un effet accr C en raison de sa présence dans l'exposant De plus, si l'équation ( 5) représente un temps de fonctionnement avec du combustible rompu et l'équation ( 3) un fonctionnement avec un coeur propre, le rapport entre lesdits rapports est donné par: r I D i i 'U

D I/D l EF j -

| O/ es 1 = e t 1 u(\ i ( 6)

L D/ EF.

B R

On peut faire les observations suivantes à propos de l'équation ( 6): ( 1) Le rapport est/ de façon identique, 1,0 s'il est établi à deux instants différents lorsque le recul seul contribue totalement au signal, quels que soient les taux de comptage intégrés des neutrons différés a chaciun de ces instants Il en est ainsi en raison î.0 du fait que t U = O et que les facteurs multiplicateurs n'interviennent pas dans ce caso ( 2) Le rapport est une fonction très sensible du temps de retenue t HU et également de la difference dans les constantes de décroissance représentées par "i" et c "i," Le rapport pourrait être supérieulr ou inférieur d 1,0 selon les valeurs numériques réelles Une g Landeur nuimërique distante de 1,0 représenhe une for:e probabilité pour que seules les aiguilles

roml;ues iar 4 i cipenrt au signal de neutrons différés.

( 3) 3 Ji la grandeur du rapport se rapproche de 1,0 après s'être trouvée éloignée de 1 00, la tendance peut être interprétée comme signifiant que le degré d'exposition du combustible augm:ente Ceci pourrait indiquer un risque accru de formation d'un blocage générateur de -35

chileur La marche à suivre en cas d'une telle varia-

ion, c'est-à-dire les valeurs de seuil qui peuvent être appliquées pour prendre des décisions relatives au fonctionnement, ne sont pas considérées comme faisant partie de cet expcsé Il est à prévoir que des données expérimentales seraient nécessaires, en plus des analyses, pour fournir de telles informations.

Dans un réacteur commençant à fonctionner, on sur-

veillerait les signaux et lesrappori 2 sentre les niveaux des

signaux en tant que partie des modes opératoires de démarrage.

Si l'emplacement du détecteur est tel que la contribution de base à partir du réacteur est négligeable, les valeurs mesurées sont dues à des nucléides fissiles de trace se trouvant dans le réfrigérant et dansles structures du coeur Il y a une très grande probabilité pour qu'au démarrage il n'existe dans

le coeur aucune aiguille comportant des brèches La contri-

bution des nucléides fissiles des traces est équivalente

à une exposition directe du combustible, car le facteur mul-

tiplicateur est 1,0 et le temps de retenue est nul De ce

fait, dans un réacteur nouvellement en fonction et fonction-

nant en régime stable on obtient l'ensemble de valeurs-de référence de rapports de niveaux de signaux pour chaque paire de groupes de précurseurs de neutrons différés Ces valeurs

de référence correspondent au: rapport de l'équation ( 3).

Au fur et à mesure que le fonctionnement du réacteur se déroule avec une irradiation des combustibles, les niveaux des signaux restent constants jusqu'à l'apparition de la première brèche d'une aiguille L'aiguille comportant cette brèche est alors détectée par le système de détection de combustible rompu; qui comprend le système de surveillance de gaz de revêtement ou d'isolement et le système classique de détection de neutrons différés Il est extrêmement peu probable que la première aiguille affectée d'une brèche soit accompagnée immédiatement par une exposition du combustible, tel qu'un blocage générateur de chaleur Lorsqu'une première aiguille est affectée d'une brèche, on obtient l'ensemble

de référence des rapports de signaux correspondant à l'équa-

tion ( 5) On peut s'attendre à ce que chaque aiguille suivante affectée d'une brèche se comporte de façon similaire à la première et que les rapports de signaux seront relativement inchangés La variation possible des signaux dans le cas d'une multiplicité d'aiguilles affectées d'une brèche et réparties dans l'espace dans tout le coeur n'est pas prise en considération dans le présent exposé et doit être étudiée séparément Toutefois, en principe, les rapports de signaux correspondant à l'état dans lequel les aiguilles affectées

d'une brèche sont présentes pourraient se perpétuer indé-

finiment sans détérioration de l'état des brèches Tout

changement dans la direction de l'état ou condition d'ex-

position du combustible indiquerait la possibilité d'appa-

rition d'un blocage générateur de chaleur ou d'un dégagement de combustible Pour avoir la confirmation de l'existence d'une condition ou état autre que des simples fuites de gaz de fission, on a mis au point pour évîaluer les signaux deux autres moyens mettant en jeu une Variation du niveau de puissance du réacteur Dans le premier de ces moyens, on fait passer le taux de comptage associé à chaque intervalle d'énergie de neutrons à travers des différenciateurs donnant la différencielle temps du taux de comptage Dans les expressions relatives aux signaux des détecteurs, la puissance

variable est représentée par F(t) et le facteur multiplica-

teur dépendant du temps (enlaison de sa dépendance vis à vis du niveau de la puissance) est représenté par EF i(t) de manière à comprendre le temps de retenue relatif à l'aiguilleafffectee d'une brèche.

D'une manière similaire au développement des équations ( 1) à ( 6), on obtient l d I f Dl ia, AR i Yi i t TR' '(t) ('7) r(D) = j

2 53 5 1 O O

o l'indice HGB a remplacé le recul car la transition serait appliquée par suite d'une préocupation concernant les blocages générateurs de chaleur FI (t) est la vitesse de variation du taux de fission par rapport au temps et EFI (t) est la vitesse de variation du facteur multiplicateur. f il XAR V X D i i -i; -l1 e, TRI F /(t)

0 1

HGB M L -j ( 8) 111 y R i 1 1

il Xjy P-

i 3 ( 9) HGB

1, 10)

f Diii i AR i y i -1 it j lF(-,)EFI(-,)+F'(t)EF (t)l 0 D le 1 L 1 f u 41AR y t (D D 1 4 llF(-L)FF'(t)+Ftt)EF MI j-j BP QS J ( 12) d (D il1 y R t (X X -P(t)EF"(t)+F"(t)EF 4 () it i 1 1 TR J i

d il Xjy-R.

BP ( 13) (t)E i (t) 1 F (t) EE' ( z) -F' (t) - F (t)1 i i 1 nd (D-), dt i l d ii-t Gli

1 HGB

rd i (D) Ft i i t (X 1) e TR 3 1 d (D) itt i d (D) jt 3 rd t (D il BP CL(Di) j ii id(D) // -t i BP 1 Comme dans le premier cas, on mesure la valeur de la quantité exprimée dans l'équation ( 9) en tant que partie

du mode opératoire de démarrage en imposant une phase transi-

toire appropriée au réacteur On remarquera que l'équation ( 3) et l'équation ( 9) comportent le même terme de droite (il serait nécessaire que cela soit confirmé dans la pratique)

Lorsque la première brèche et les brèches suivantes apparais-

sent, on obtient la quantité exprimée par l'équation ( 12).

Tant que cette quantité est différente de celle donnée par i O l'équation ( 9) c'est-à-dire que le terme de droite de l'équation ( 13) est différent de 1,0 d'une certaine marge

spécifiéel, on peut éviter un blocage générateur de chaleur.

La valeur du terme de droite de l'équation ( 13) qui serait utilisée comme critère pour l'exposition du combustible dé;end du système de réacteur particulier et nécessite d'*tre rmesurée expérimentalement Comme partie des mesures qu'on effectue en modifiant le niveau de puissance du réacteur, on obtient les expressions suivantes pour des signaux découlant d'un passage du niveau

initial Pl jusqu'à un niveau de puissance P 2 en régime stable.

| P f fi D ' AR y F Xit 1 ( T 14 1 i i i F P) -( 4 HGB P f p X AR y t i Oil_ D ii i i v() Ie R( 15) HGB

2535100 '

P lDil 1 GB 2 Dj F(P > ( 17) -kIt + t i 1-j HU IR r D -11 D 1i i AF(P) EF 4 (P) e o le temps de retenue a été indiqué comme étant une fonction du niveau de puissance auquel il faut s'attendre De plus, ce temps de retenue a été séparé du facteur multiplicateur comme dans l'équation ( 4) -n lD: jl; Q 5 F(? 2 e i O -x- R ro -P)(l LJBP_ F(P 1) EF (Pl) f<PHU t H lD 3 jp 2 F<P 2) Efll (P 2 î

LJBP

Jl DiPl

-HGB E Fi (P 1) x.

F 011 i Ge p ( 16)

( 19 >

( 20) j(P 2 Pl LHU L'équation ( 16) exprime simplement que le rapport des signaux entre Pl et P 2 est le même que le rapport des niveaux de puissance auxquels on peut s'attendre avec une exposition du combustible, Cette valeur est modifiée comme indiqué dans l'équation( 19) pour le cas d'une aiguille

affectée d'une brèche par la variation des facteurs multi-

plicateurs et des temps de retenue en fonction du niveau de puissance L'équation ( 20) indique la différence entre les signaux provenant d'une aiguille affectée d'une brèche et d'une exposition de combustible en réponse à une variation

du niveau de puissance.

Le tableau 3 montre les quantités qui ont été obtenues pour exprimer la différence entre les signaux mesurés associés à des aiguilles affectées de brèchespar comparaison avec ceux associés à un blocage générateur de chaleur La comparaison, qui est indiquée sous forme d'un rappoict, donnerait des valeurs différentes de 1,0 uniquement s'il existait un temps de retenue défini et/ou s'il existait une différence dans le facteur multiplicateur entre chaque groupe de neutrons différés Pour l'application envisagée avec trois groupes d'électrons différés, on obtiendrait neuf

valeurs pour les rapports si on effectuait une série d'obser-

vations mettant en jeu des mesures à un niveau de puissance Pl en régime stable, une phase transitoire jusqu'à un niveau

de puissance P 2, et un niveau de puissance P 2 en régime stable.

Chacune de ces neuf valeurs serait égale de façon identique à 1,0 si les neutrons différés provenaient du combustible directement exposé au réfrigérant Si plusieurs aiguilles de combustible rompues sont réparties dans l'espace dans tout le coeur, il n'est pas possible à ce moment de prévoir la variation des rapports La variation serait considérée comme étant un système dépendant et il est nécessaire de l'étudier séparément Toutefois, il existe une très grande probabilité pour que le modèle de variation applicable à un blocage générateur de chaleur soit très caractéristique en ce qui concerne sa différence par rapport au modèle relatif aux aiguilles affectées de brèches De ce fait, avec l'aide d'un système d'ordinateur intégré à l'installation et surveillant continuellement les paramètres de cette dernière, il est possible d'établir la combinaison de signaux qui indiquerait une exposition importante du combustible et de mettre au

point une réponse appropriée.

Un examen des facteurs qui influencent les mesures montre qu'il n'est pas nécessaire que les contributions des

signaux dans chaque intervalle d'énergie "i" ou "j" provien-

nent entièrement des groupes précurseurs respectifs Tant

qu'il existe une différence dans la contribution ou parti-

cipation entre un intervalle et un autre, les rapports don-

nent une information utile en ce qui concerne la caractéri-

sation des sources de neutrons différés.

TABLEAU 3

Rapports caractéristiques des paramètres Paramètre Nombre impulsions ou coups dans intervalle d'énergie "i" Nombre impulsions ou coups dans intervalle d'énergie "j" Rapport entre le paramètre relatif à une aiguille affectée d'une brèche et celui relatif à un blocage générateur de chaleur 7 i e t HU(i i) EF. J Vitesse de variation du taux de cocptage F(t)EF (t)+F (t)EF i(t) dans intervalle d'énergie "i" (phase transitoire) Vitesse de variation du taux de comptage F(t)EF (t)+F (t)EF (t) dans intervalle d'énergie "j"(phase transitoire) Ncmbre d'impulsions ou coups dans intervalle d'énergie "i" au niveau de puissance Pl EF (P 1) (P 2) (P 1) (Régime stable) e Fi i( 2 Ut HU Ncmbre d'impulsions ou coups dans intervalle E Fi (P 2) d'énergie "i" au niveau de puissance P 2 (Régime stable) La possibilité d'un blocage générateur de chaleur ou d'une exposition importante du combustible pourrait demander une mise à l'arrêt du réacteur Du point de vue économique, la mise à l'arrêt (ou si besoin est un arrêt d'urgence) ne devrait avoir lieu que s'il se posait une question capitale de sécurité ou de maintenance Par conséquent, la fiabilité des données qui forment la base sur laquelle on se fie pour procéder à un arrêt doit être maximisée A cette fin, on donne les propositions suivantes comme élémentsauxiliairesdu procédé

décrit précédemnment.

I Détecteurs multiples: comme indiqué sur la figure 3, deux détecteurs représentant une temporisation td

pourraient être placés dans le système d'écoulement.

Ceci doublerait la quantité des données sur lesquelles est basée la réponse de commande De plus, la fiabilité

du procédé se trouve accrue.

It Etalonnage à l'aide d'une source de noyau ou particule de recul: on peut réaliser une source de recul sous la forme d'une barre formée d'un nucléide fissile

allié à un métal servant structuralement de support.

* D'autres formes de source de recul sont possibles, comme par exemple des sphères ou des pastilles contenues dans une enveloppe et destinées à être maintenues dans

le coeur mais à être directement exposées au réfri-

gérant On pourrait utiliser une telle source pour un étalonnage du procédé décrit dans la présente invention afin d'obtenir la matrice- repère de valeur

curac Lérisant un blocage du générateur de chaleur.

li I Etalonnage avec une aiguille affectée d'une brèche: on pourrait obtenir une matrice-repère similaire en introduisant dans le coeur une aiguille endommagée artificiellement Il serait possible de concevoir une aiguille de combustible contenant une source de recul ainsi qu'une simulation d'aiguille affectée d'une brèche On pourrait également étudier avec ce dispositif la variation des données en fonction de la

position de l'aiguille affectée d'une brèche.

En utilisant les éléments auxiliaires, il est pro-

bable que l'on puisse obtenir n'importe quel objectif de fiabilité Il est admis qu'un programme de recherche et de mise au point devrait précéder la mise en oeuvre de ce procédé.

Claims (2)

REVENDICATIONS

1 Un procédé de détection de barresde combustible affectées d'une rupture dans des réacteurs nucléaires, procédé dans lequel on détecte une radiation de neutrons dans le réacteur nucléaire et caractérisé par le fait que l'ondétecte ladite radiation nucléaire dans un nombre donné de niveau d'énergie de neutrons et que l'on différencie les énergies détectées pour effectuer une distinction entre les barres de combustible affectées d'une rupture et les barres de combustible affectées d'une fuite par détection

des neutrons à des niveaux d'énergie donnés.

2 Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'il comprend une phase de différenciation en fonction du temps du taux de comptage de la radiation de neutrons détectée 3 Dispositif pour la mise en oeuvre du procédé

suivant les revendications 1 et 2.