FR2829281A1 - Mesure absolue de la reactivite d'un systeme sous-critique - Google Patents
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Abstract
L'invention concerne un procédé et un dispositif pour la mesure absolue de la réactivité d'un système sous-critique comprenant un réacteur alimenté par une source externe de neutrons. Elle permet l'étalonnage directement en régime sous-critique par le couplage de deux méthodes indépendantes, la méthode de la source pulsée et la méthode de la multiplication de source approchée, pour différents états sous-critiques du coeur du réacteur.
Description
colonne.
MESURE ABSOLUE DE LA REACTIVITE D'UN SYSTEME SOUS
CRITIQUE
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention concerne un procédé de mesure absolue de la réactivité d'un système comprenant une source externe de neutrons alimentant un réacteur en régime sous-critique. Elle concerne aussi
un réactimètre permettant cette mesure.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
La réactivité est un paramètre traduisant l'écart qui sépare de la criticité un milieu o se
produit une réaction de fission en chaîne.
Dans les réacteurs nucléaires classiques,
la détermination de la réactivité est maîtrisse.
Généralement, le traitement en cinétique inverse d'une chute de barre à partir de la cote critique permet de déterminer une réactivité de référence. Par la suite, diverses méthodes (notamment les méthodes dites MSA ou MSM) permettent de déterminer n'importe quelle
réactivité à partir de cette réactivité de référence.
La méthode d' inversion des équations cinétiques ne s'applique qu'au voisinage de la criticité. Une variation de cote de barre est introduite, ce qui induit soit une divergence, soit une convergence du niveau de flux. Un réactimètre classique permet alors l'analyse en ligne de la trace de puissance et l' inversion des équations de la cinétique point en tenant compte du terme de source inhérente. Un
calculateur fournit la valeur absolue de la réactivité.
L'obtention de la réactivité de référence n'est
réalisse que grâce à un passage à la cote critique.
Cette méthade présente l'avantage de prendre en compte toutes les informations contenues dans la trace de puissance. L'ajustement par moindre carré permet d'obtenir la réactivité absolue à partir de 1 r état
critique ainsi que 1 r incertitude associée à celle-ci.
La réactivité de référence, proche de la criticité, ainsi obtenue est généralement utilisce pour étalonner
les autres méthodes.
La méthode de multiplication de source n'est pas une mesure absolue de réactivité. Elle nécessite de connaître un état de référence. On a ainsi mis au point les mesures relatives de la réactivité par la méthode de multiplication de source approchée (MSA) et par la méthode de multiplication de source modifise (MSM) à partir de la réactivité étalon obtenue par la
méthode d' inversion des équations cinétiques.
Des recherches sont actuellement menées pour développer des systèmes hybrides, essentiellement en vue de l'incinération des déchets nualéaires. Un système hybride associe un accélérateur de particules à un réacteur sous-critique. On le dénomme aussi réacteur
hybride.
Dans ces systèmes, dédiés à la transmutation, le rendement d'incinération est maximisé lorsque le c_ur est massivement chargé en actinides mineurs (américTum, curium). Cependant, lors de la fission de ces nualéides, la proportion de neutrons retardés est très inférieure à celle existant dans les combustibles classiques. La proportion de neutrons retardés étant le paramètre clé pour le contrôle de la réaction en chaîne à l'état critique, il n'est pas envisageable, pour des raisons de sûreté, de piloter un c_ur de réacteur mass ivement chargé en act inides
mineurs à l'état critique.
Ainsi, les systèmes hybrides incinérateurs sont conçus de façon à garantir une marge importante à la criticité en toutes circonstances. Par conséquent, la réactivité étalon déterminée habituellement à partir de la cote critique n'est pas accessible pour ce type de c_ur. Or, ne connaissant que des mesures relatives de réactivité et n'ayant pas d'étalon préalable, la détermination de la réactivité est rendue impossible dans les systèmes hybrides incinérateurs. Ceci
constitue alors un obstacle majeur à leur faisabilité.
Une mesure relative de la réactivité d'un système hybride peut être réalisée par la méthode dite de la source pulsée, le faisceau de particules délivré par l'accélérateur étant pulsé. Cette technique de mesure a été décrite par N. G. SJOSTRAND dans l 'article "Measurements on a subcritical Reactor using a pulsed neutron source" paru dans Arkiv for Fysik 11, 233
(1956).
Le principe de la méthode repose sur l'étude de la décroissance exponentielle du flux observée après
une cougure de source dans un massif sous critique.
Les équations de la cinétique donnent: dN = [P 0:N + kiCi + S. N étant le nombre de neutrons par cm3, p la réactivité, la fraction de neutrons retardés, le temps de vie des neutrons, C la concentration des précurseurs de neutrons retardés, la constante de décroissance des neutrons retardés et S représentant la source externe. En observant la décroissance du flux pendant un temps très bref suivant la coupure de source (typiquement 10-4 s) les concentrations des précurseurs (\jCi) sont constantes. La décroissance alors uniquement liée aux neutrons prompts est de la forme: N = NOexp(P t)+cste Expérimentalement, les détecteurs enregistrent la décroissance des taux de comptage (T). Ils peuvent être définis par: T = E*N: avec E l'efficacité des
détecteurs et N la densité neutronique.
En supposant que l'efficacité des détecteurs est constante lors de la coupure de source, on observe une décroissance du type T = TO.exp(.t)+ cste o la pente peut être déterminée par ajustement
( = P - 0)
Les équations ci dessus montrent que la réactivité pourrait être mesurce de fa,con absolue si et étaient connus. Cependant ceux ci sont des paramètres calculés par simulation avec une incertitude importante, il est alors délicat de les utiliser pour mesurer une réactivité de référence sans que leur
valeur puisse être validée expérimentalement.
EXPOSÉ DE L' INVENTION
Pour remédier à ce problème, il est proposé un procédé et un réactimètre capables de mesurer la
réactivité absolue sans passage à l'état critique.
L' invention permet l'étalonnage directement en sous- critique par le couplage de deux méthodes indépendantes pour différents états de souscriticité. Il est ensuite possible d'utiliser la réactivité déterminée comme étalon pour calculer la réactivité par les méthodes de
multiplication de source MSA ou MSM.
Selon la présente invention, il est proposé un procédé de mesure absolue de la réactivité d'un système sous-critique comprenant un réacteur alimenté par une source externe de neutrons, le procédé comprenant les étapes suivantes: - placement du réacteur dans un premier état souscritique correspondant à une réactivité P1, - allumage de la source externe de neutrons pour alimenter en neutrons le combustible nualéaire contenu dans le c_ur du réacteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce premier état souscritique, - comptage d'un taux de neutrons T représentatif du flux de neutrons de ce premier état sous-critique, - coupure de la source externe de neutrons et détermination de la pente a1 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état souscritique, - placement du réacteur dans un deuxième état sous-critique correspondant à une réactivité P2, - allumage de la source externe de neutrons pour alimenter en neutrons le combustible nucléaire contenu dans le c_ur du réacteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nualéaire fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce deuxième état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T2 représentatif du flux de neutrons de ce deuxième état sous-critique, - coupure de la source externe de neutrons et détermination de la pente a2 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le deuxième état sous-critique, - détermination de la réactivité absolue p$2 du système pour le deuxième état sous-critique, exprimée en dollars, au moyen de la formule suivante:
P (-,)T
2T2 -{7171
Selon la présente invention, il est aussi proposé un procédé de mesure absolue de la réactivité d'un système sous-critique comprenant un réacteur alimenté par une source externe de neutrons, le procédé comprenant les étapes suivantes: - placement du c_ur du réscteur dans un premier état sous-critique correspondant à une réactivite pl, - allumage de la source externe de neutrons pour alimenter en neutrons le combustible nuclaire contenu dans le ceur du rdacteur et obtenir une multiplicaLion des neuLrons exLernes danG le combusLible nuclaire fournissanL, en rgime permanent, un flux de neutrons reprAsenLaLif de ce premier {LaL sous-critigue, - compLage d'un Laux de neuLrons 1, reprdsenLaLif du flux de neuLonG de ce premier ALaL 1Q sous-criLique, - coupure de la source exLerne de neuLrons eL dtermination de la pente, caract4ristique de la dcroissance exponenLielle du flux de neuLrons pour le premier {LaL sous-critique, - placement du rdacteur dans un deuxiAme {tat sous-critique correspondant une ractivit p" - allumage de la source externe de neutrons pour alimeter en neutrons le combustible nuelaire contenu dans le cur du racteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nuelaire fournissant, en rgime permanent, un flux de neutronG reprdentatif de ce deuxiAme Lab sous-critique, - compLage d'un Laux de neutrons {, reprsentatif du flux de neutrons de ce deuxiAme {tat sous-critique, - coupure de la source externe de neutrons et dAtermination de la pente, caractristique de la dcroissance exponentielle du flux de neutrons pour le 3Q deuxiAme tat sous-critique, - placement du réacteur dans un troisième état sous-critique correspondant à une réactivité p3, allumage de la source externe de neutrons pour alimenter en neutrons le combustible nualéaire contenu dans le c_ur du réacteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce troisième état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T3 représentatif du flux de neutrons de ce troisième état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons et détermination de la pente U3 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le troisième état sous-critique, - détermination de la réactivité absolue p3 du système pour le troisième état sous-critique au moyen de la formule suivante: 2 Tt T3 T. 1 p T,(3- a2)+T3 (2-C(,)+T2 (a:-3) L' invention a aussi pour objet un réactimètre permettant la mesure de la réactivité absolue d'un système comprenant une source externe de
neutrons alimentant un réacteur en régime sous-
critique, comprenant: - des premiers moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de multiplication de source approchée fournissant un taux de neutrons T1 pour un premier état de sous-criticité et un taux de neutrons T2 pour un deuxième état de sous-criticité, - des deuxièmes moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de la source pulsse fournissant une pente a1 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état de sous-criticité et fournissant une pente a2 caractéristique de la décroissance exponentielle du
flux de neutrons pour le deuxième état de sous-
criticité, - un calculateur déterminant la réactivité absolue p$2 du système pour le deuxième état de sous criticité, exprimée en dollars, au moyen de la formule suivante: P$2 (2 - _i) T.
_2T2-T
L' invention a encore pour objet un réactimètre permettant la mesure de la réactivité absolue d'un système comprenant une source externe de
neutrons alimentant un réacteur en régime sous-
critique, comprenant: - des premiers moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de multiplication de source approchée fournissant un taux de neutrons T pour un premier état de sous-criticité, un taux de neutrons T2 pour un deuxième état de sous-criticité, et
un taux de neutrons T3 pour un troisième état de sous-
criticité, - des deuxièmes moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de la source pulsoe fournissant une pente al caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état de sous-criticité, fournissant une pente â2 caractérist ique de la décroissance exponent iel le du
flux de neutrons pour le deuxième état de sous-
criticité, et fournissant une pente 3 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le troisième état de souscriticité, - un calculateur déterminant la réactivité
absolue p3 du système pour le troisième état de sous-
criticité au moyen de la formule suivante: T,T2 2T 3-+_I a2 +3-,: T. (ct3 - ot,)+ T3 (Ct' -,)+ T. (, - 3) Avantageusement, la source externe de neutrons étant située au centre du réacteur, les premiers moyens de comptage de neutrons comprennent au moins un détecteur de neutrons situé à la périphérie du réacteur, en partie inférieure ou en partie supérieure du réacteur, les deuxièmes moyens de comptage de neutrons comprennent au moins un détecteur de neutrons
situé en partie centrale du réacteur.
Le procédé selon l r invention peut s'appliquer à tout c_ur sous-critique alimenté par une
source externe de neutrons.
BREVE DESCRIPTION DES DESSINS
L' invention sera mieux comprise et d'autres avantages et particularités apparaîtront à la lecture
de la description qui va suivre, donnée à titre
d'exemple non limitatif, accompagnée des dessins annexés parmi lesquels: la figure 1 est une vue simplifiée, partielle et en coupe verticale du réacteur d'un système hybride dont le c_ur est en cours de remplissage, les figures 2 et 3 sont des graphes représentant le rapport d'efficacité de détecteurs de neutrons avant et après coupure de la source en vue d'obtenir une mesure de la réactivité absolue d'un système hybride, selon la présente invention, - les figures 4 et 5 sont des graphes représentant le rapport d'efficacité de détecteurs de neutrons pour deux souscriticités différentes en vue d'obtenir une mesure de la réactivité absolue d'un système hybride, selon la présente invention, - la figure 6 est un schéma simplifié d'un réactimètre selon la présente invention, - la figure 7 est une vue en coupe verticale du réacteur d'un système hybride indiquant les emplacements optimisés pour les détecteurs de
neutrons d'un réactimètre selon la présente invention.
DESCRIPTION DETAILLEE DE MODES DE REALISATION DE
L' INVENTION
Les méthodes relatives décrites précédemment nécessitent la connaissance préalable d'une réactivité de référence. Selon l'art connu, la réactivité de référence ne peut être déterminée qu'à partir de l'état critique. Or, la criticité n'est pas envisageable dans les systèmes hybrides incinérateurs pour des raisons de sûreté du fait de la faible proportion de neutrons retardés. L'objectif du dispositif proposé ici est de
permettre une mesure absolue de la réactivité en sous-
critique. Il sera ensuite possible d'utiliser ce niveau de sous-criticité comme étalon pour calauler la
réactivité par les méthodes MSA ou MSM.
Les données physiques expérimentales prises en compte pour mesurer les réactivités sont différentes selon la méthode appliquée: - pour la méthode de source pulsée, la valeur de la réactivité est déduite de la réponse du système à une variation d'intensité de source à réactivité constante, pour la méthode d' inversion des équations cinétiques, la valeur de la réactivité est déduite de la réponse du système suite à une variation de réactivité à niveau de source constant, - pour les méthodes de multiplication de source, la valeur de la réactivité est déduite directement de la multiplicité du système reliant
l'intensité de la source à la puissance neutronique.
Si la finalité de ces méthodes reste la même (mesure de la réactivité), la façon d'y parvenir est différente. Autrement dit, les informations physiques
contenues dans chacune d'elles sont différentes.
L'originalité de la démarche proposée repose alors sur le couplage de ces méthodes afin de bénéficier de la complémentarité des informations contenues dans chacune d'elle. Plus concrètement, on envisage le couplage des méthodes de source pulsée et de multiplication de source car ces deux approches sont plus faciles à mettre en _uvre dans les systèmes hybrides que la méthode d' inversion des équations cinétiques. En croisant les donnses expérimentales obtenues dans les deux méthodes, il sera possible de déterminer de façon
absolue le niveau de sous-criticité du système.
Dans un premier temps, le problème est abordé de façon simplifiée. On considère notamment que l'efficacité des détecteurs, la proportion de neutrons retardés, le temps de génération et la source effective restent constants pour de faibles variations de réactivité. La validité de ces hypothèses sera discutée en détail par la suite. A titre d'exemple, les différents niveaux de sous-criticité sont obtenus pour
différents taux de remplissage du c_ur.
La figure 1 est une vue simplifiée, partielle et en coupe verticale du réacteur d'un système hybride dont le c_ur est en cours de remplissage. Le réacteur 1 est de conception cylindrique. Seule une moitié a été représentée, à droite de son axe de symétrie. Ses dimensions sont indiquées en centimètres. Ce réacteur sous-critique est couplé à un accélérateur de particules. Le couplage de ces deux technologies constitue un système hybride appelé aussi ADS (pour "Accelerator Driven System"). Le c_ur appartient ici, à titre d'exemple, à une filière rapide de type GBR 4, à combustible aiguille refroidie
à l'hélium.
Dans l'axe du réacteur est disposée une masse de plomb fondu 2 constituant une source de neutrons par suite du phénomène de spallation résultant de l' interaction de protons 3 de très haute énergie avec la masse de plomb fondu 2. Les neutrons de spallation diffusent dans le c_ur 4 constitué de combustible nucléaire. L' appoint en neutrons de spallation sert au maintien de la réaction en chaîne dans le c_ur 4. Le réacteur est complété par des éléments périphériques formant réflecteur de neutrons 5. Le réacteur de la figure 1 est représenté
en cours de remplissage.
Lors du démarrage d'un système sous-
critique piloté par source, le protocole suivant peut
être envisagé pour la mesure absolue de la réactivité.
Lors du chargement du c_ur les assemblages combustibles sont insérés dans le c_ur de façon
progressive des zones centrales aux zones périphérique.
Avant le chargement complet du c_ur, celui-ci est arrêté dans une configuration plus sous critique que celle envisagée pour le fonctionnement. La valeur de cette sous-criticité ne peut pas être déterminée expérimentalement dans un premier temps mais elle peut toutefois être estimée approximativement par code de calcul. De plus, lors de cette étape deux mesures sont effectuées: - la source est allumée, on attend qu'un régime permanent s'établisse et on détermine alors un taux de comptage T1, - ensuite la source est coupée et on détermine la pente al caractéristique de la décroissance exponentielle du flux (Cf. méthode de source pulsée). En fait, dans la réalité, on effectue une série de pulses de facon à empiler les résultats pour pouvoir ajuster la pente en minimisant les
incertitudes statistiques.
On procède ensuite à l'ajout d'assemblages supplémentaires dans le c_ur jusqu'à une autre réactivité (P2) déterminée, elle aussi, approxima tivement par code. Dans cette nouvelle configuration, on mesure les mêmes paramètres que précédemment: à savoir le taux de comptage à l'équilibre avec source T2 et la pente de décroissance obtenue lors d'une coupure
de source (2).
Suite à ces opérations, on dispose de trois informations: - la méthode de source pulsée appliquée à la résctivité pl fournit =PiA), - la méthode de source pulsée appliquée à la réactivité P2 fournit â2 = P2 P. - la méthode MSA appliquée entre Pl et p2
fournit p1Tl=p2T2.
En divisant l' ensemble des équations par 0, on obtient le système: p$l=a1. x+1 p$2=2.x+1 o x= et p$ est la réactivité exprimée en dollars p$ =. p$1T1=p$2T2. Ayant trois inconnues (P$1, p$2, x) pour 3 équations, il est possible de déterminer la réactivité de façon absolue à partir de paramètres uniquement expérimentaux en s'affranchissant totalement des paramètres issus des codes de calcul. On obtient par exemple pour p$2: p$ = 2-<
"2-T2-.T,
Pour déterminer la réactivité en pcm il est nocessaire d'effectuer une mesure à un troisième état sous-critique p3. En effet, dans ce cas, on dispose de cinq équations totalement indépendantes pour cinq inconnues: P1, P2, p3, et A. Source pulsée: a= P', a,= P2, a3= P3 A(1-P) A(1-P2) A(lP3)
et méthode MSA: p=PT2 p3=PT2.
La résolution mathématique exacte permet
d' identifier des réactivités absolues.
Par exemple, si P1 correspond à un premier état de remplissage, P2 à un état de remplissage plus important et p3 à un état de remplissage encore plus important: a2 - a3 a, - a2 a3 - a,
T. T2 + +
T. T3 T2
p3 ( pcm) = T. (a - a2)+ T3 (a2 - a,) + T2 (c7, - 3) On verra toutefois plus loin que les hypothèses liées à l'utilisation de l'une ou l'autre méthode sont les mêmes. La nécessité de passer par trois états sous critiques au lieu de deux engendre toutefois des incertitudes un peu plus importantes sur la détermination de la réactivité mais les deux
méthodes restent très similaires.
C'est pourquoi, par la suite seule la première approche (mesure de la réactivité en $) va
être développée.
La méthode proposée repose donc sur le couplage de deux méthodes indépendantes: source pulsée et multiplication de source approchée. Certaines conditions sont requises pour une application rigoureuse de ces méthodes. De plus leur couplage implique des contraintes supplémentaires dont il faut
également tenir compte.
Une liste exhaustive des conditions nécessaires à l' application de la méthode selon
l' invention va maintenant être décrite.
Les hypothèses 1 à 4 justifient l'utilisation de la méthode de la source pulsse. Les hypothèses 6 à 8 justifient l'utilisation de la méthode MSA. L'hypothèse 5 justifie le couplage de ces deux méthodes. Lors de la coupure de source l'évolution de la population neutronique est régie par l'équation suivante: d =[P N+\jCj+Sinh (1) Hypothèse 1: 1'intensité de la source inhérente (c'est-à-dire le combustible) est négligeable
devant celle de la source externe.
La source externe doit posséder une intensité très supérieure de facon que la décroissance des neutrons prompts provoquée par sa coupure soit clairement identifiable. En effet, si l'intensité de la source inhérente s'avérait être du même ordre de grandeur que celle de la source externe, la coupure de cette dernière engendrerait une décroissance des neutrons prompts rapidement noyée dans le bruit de fond constitué par la source inhérente. Les phénomènes parasites empêcheraient alors une exploitation précise
des résultats.
Dans les ADS industriels, on envisage une source externe, résultant d'un processus de spallation, à partir d'un faisceau de proton de lGeV et d'une intensité supérieure au mA. Ceci conduit à des intensités de source de l'ordre de 1017 neutrons par seconde ce qui est à comparer aux faibles sources inhérentes présentes dans les réacteurs nucléaires, (voisines par exemple de 108 neutrons par seconde dans Phénix). Ces deux valeurs sont des estimations dépendant évidemment des caractéristiques des réacteurs mais la marge est suffisamment importante pour penser que cette hypothèse sera vérifiée dans un ADS industriel. On peut alors nagliger le terme de source inhérente dans l'équation (1) et écrire: dN =[P-]N+C Hypothèse 2: la population de préaurseurs est
constante pendant la décroissance des neutrons prompts.
En effet, pour ajuster la décroissance du flux à une unique exponent ielle il ne faut cons idérer que la décroissance des neutrons prompts. La première famille de précurseurs étant caractérisse par une période de 0,3 seconde cela signifie que la population de précurseurs est constante (avec une précision inférieure à 0,1) lors de la première milliseconde qui
suit la coupure de source.
On devra alors observer la décroissance des
neutrons prompts pendant une durée inférieure à 1 ms.
Pour les réacteurs thermiques, la fin de la décroissance des neutrons prompts peut être simultanée à celle des premiers précurseurs. On sera alors contraint de ne considérer que la première partie de la décroissance des neutrons prompts pour déterminer la pente. En revanche, il n'y a aucune contrainte pour les réacteurs rapides car leur temps de vie prompt est très court (de l'ordre de 10-8 à 10-6 s). Ainsi, lors de la première milliseconde, la décroissance exponentielle pourra être intégralement attribuée à la disparition des neutrons prompts et l'équation précédente s'écrira: dN ÉP-0 =. dt A Hypothèse 3: p, et sont indépendants
du temps pendant la décroissance.
Avant la coupure de la source et pendant la décroissance de la puissance, les neutrons prompts de fission sont largement prépondérants (environ 95) par rapport aux neutrons de spallation et aux neutrons retardés. Or, les neutrons de fission sont émis avec un spectre énergétique constant. Le temps de vie dépendant essentiellement du spectre énergétique, celui-ci reste constant tant que les neutrons prompts de fission sont
prépondérants, c'est-à-dire pendant la décroissance.
Pour la même raison, la fraction de neutrons retardés sera constante. De plus, celle-ci dépend davantage de la nature des isotopes fissionnés que de l'énergie des neutrons qui provoquent la fission. Or, évidemment la nature du combustible est constante durant les quelques
microsecondes suivant la coupure de la source.
En ce qui concerne la réactivité, la coupure de source engendre une chute rapide de la puissance. Ainsi, dans un réacteur industriel ceci se manifeste par une baisse de la température qui engendre
par effet Doppler une modification de la réactivité.
Cependant, l'inertie thermique rend négligeable les variations de températures et donc de réactivité pour
des temps inférieurs au dixième de seconde.
Etant donné que le transitoire est observé moins de 10-4 secondes après la coupure de source, on peut considérer, avec une très bonne approximation, que
p, et A sont constants à cette échelle de temps.
Ainsi, l'équation précédente à coefficients constants s'intogre facilement pour donner: N(t)=exp(.t) avec a= P. est constant pendant le transitoire et
identifiable à la pente de la droite: u= ( ()) ().
t-t0 Hypothèse 4: 1'efficacité des détecteurs
est constante lors du transitoire.
L'équation précédente montre que l'on peut déterminer par ajustement de la décroissance du logarithme de N(t). Cependant N(t), quantité de neutrons présents dans l'ensemble du réacteur, n'est pas directement accessible. Eneffet, expérimentalement un détecteur fournit un taux de comptage représentatif de la population neutronique dans la zone ou il est implanté et dans la partie du spectre o il est sensible. Ce taux de comptage est relié à N(t) par ce que l'on appelle lefficacité du détecteur s(t). On peut se référer à ce sujet à la thèse de C. LABBE soutenue à l'ISN de Grenoble (France) et intitulée "Etude de la mesure d'antirésctivité des barres de la filière à neutrons rapides par la méthode de
multiplication de source modifice".
Autrement dit, au cours du transitoire, l'évolution du taux de comptage suivra parfaitement l'évolution du nombre de neutrons dans le réacteur si et seulement si l'efficacité de ce dernier reste
constante. La suite de la description montrera, dans un
cas concret, comment optimiser le placement de
détecteurs pour satisfaire cette hypothèse.
On peut alors déterminer a expérimentalement, directement à partir des taux de comptage: a=ln(Td(t))-In(Td0) t-to Ainsi quand les 4 hypothèces précédentes s'avèrent justifiée aux deux états de sous-criticité envisagés, la détermination expérimentale de al et a2
est possible.
On peut alors écrire: P 0=a ou encore A p$=a.x+1 avec x=, p$ étant la réactivité exprimée en dollars. Hypothèse 5: le paramètre x=/p doit être constant entre les deux états sous-critiques considérés. On rappelle que lorsque les hypothèses relatives à l'utilisation de la méthode de source pulsée (Hypothèses 1 à 4) sont vérifiées, il est possible de déterminer a1 et a2 dans les deux états de sous-criticité 1 et 2 et d'établir le système: p$l=alxl+l avec x=A:
p$2=a2x2+1 avec x2=A:.
Pour le couplage de ces deux équations, l'hypothèse 5 suppose que le rapport temps de génération des neutrons prompts sur proportion de neutrons retardés est peu affecté par le niveau de sous-criticité. Ainsi, on pose xl=x2=x et on établit une relation directe entre P$1 et P2 du type: (X2. P,l-a1. p52=a2-a1 (2) On vérifiera concrètement le domaine de
validité de cette hypothèse en fonction de la sous-
criticité par la suite.
Il s'agit maintenant de déterminer les conditions d'application de la méthode de
multiplication de source approchée.
On rappelle l'équation cinétique qui régit la population neutronique pour un système piloté par une source externe représentée par Sext (la source inhérente est négligée):
dN =[P]N+ É\iCj+Sex,.
En régime permanent l'équation s'écrit donc: p.N=SeXb A Hypothèse 6: le produit Sext-A reste
constant entre les deux états sous critique considérés.
C'est dans la mesure o cette hypothèse est vérifiée entre deux états de sous-criticité 1 et 2, que
l'on peut établir: pl.Nl= p2N2.
Plus loin, on calculera le produit Sexb A pour différentes sous-criticité afin de vérifier cette hypothèse. Hypothèse 7: la proportion de neutrons
retardés est constante entre les deux états sous-
critiques considérés.
Dans ce cas, on peut diviser l'équation précédente de part et d'autre par p.
On obtient: p$1.Nl=p$2N2.
Hypothèse 8: 1'efficacité des détecteurs est constante entre les deux états sous-critiques
considérés.
L'hypothèse 4 impose que l'efficacité des détecteurs soit constante lors du transitoire de source de façon à pouvoir assimiler l'évolution des taux de comptage à l'évolution de la population neutronique. De même, dans la méthode de multiplication de source approchée, il est avantageux d'optimiser l' emplacement des détecteurs de façon que leur efficacité ne soit pas
modifiée entre les deux états sous critiques 1 et 2.
On peut alors écrire: p$1.N1=p$2N2 => P$1.Tl=p$2T2 (3) I1 a donc été établi une liste exhaustive des hypothèses inhérentes aux méthodes utilisées ainsi qu'à leur couplage. Si l'ensemble de ces hypothèses est vérifié on peut combiner (2) et (3) pour établir une mesure absolue de la réactivité en $:
({72 - (X!
â2-T2-.T
Dans un premier temps, une méthode de mesure absolue de réactivité a été développée en supposant valable un certain nombre d'hypothèses. L'application de cette méthode sur un cas réel va maintenant être envisagée afin de quantifier les erreurs liées à
l'utilisation de ces hypothèses.
Le cas récl est une image de référence utilisée pour les ADS incinérateurs. Il appartient à une filière rapide de type GBR 4 (combustible aiguille refroidi à l'hélium). Les principales caractéristiques
géométriques du système sont reportées sur la figure 1.
La détermination de la réactivité de façon absolue nécessite des mesures (transitoire source, MSA) à deux états de sous-criticité différents. Si on
suppose ici que les différents niveaux de sous-
criticité sont obtenus par des taux de remplissage du c_ur différents, on simule alors plusieurs degrés de remplissage du c_ur correspondant à différents niveaux
de sous-criticité.
Le tableau I donne la valeur du facteur de multiplication Keff en fonction du rayon de remplissage
R du réacteur p = KK1.
Tableau I
R (cm)1 85 1 87,5 1 90 1 925 1 95 1 975 1 100 Keff 10,942 10,952 |0,961 10,970 10,977 10,985 10,993 On peut alors déterminer les deux états les
plus favorables à la mesure absolue de la réactivité.
On va envisager maintenant les erreurs systématiques qui pourraient affecter le procédé selon l' invention. Ce type d'erreur est lié au nonrespect des conditions d'application de la méthode. En effet, dans la pratique on fait l' approximation que les hypothèses citées précédemment sont parfaitement valables mais ceci n'est qu'une approximation à
laquelle il convient d'associer une incertitude.
Hypothèse 1: 1'intensité de la source inhérente est négligeable devant celle de la source externe.
Source Externe de 6.1018 n/s.
Source inhérente voisine de 108 n/s.
Le facteur 101 entre les deux sources confirme le fait que la source inhérente est totalement négligeable. Hypothèse 2: la population de précurseurs est constante pendant la décroissance des neutrons
prompts.
On constate que la décroissance des neutrons prompts est totalement terminée 50 ps après la coupure de source. Or, à ce temps la population des
précurseurs est constante à mieux de 0,01.
Hypothèse 3: p, et sont indépendants
du temps pendant la décroissance.
La décroissance de la puissance est terminée en moins de 10-4 seconde. Pendant ce bref intervalle de temps, la température, la composition du combustible et la configuration générale du c_ur sont inchangées. Ainsi, la réactivité est constante au cours de la décroissance de la puissance. La proportion de neutrons retardés, dépendant essentiellement de la composition du combustible, est donc également constante. Le temps de vie moyen des neutrons est sensible au spectre énergétique. Or, celui-ci est peu modifié durant la décroissance. En effet, durant la période de décroissance, les neutrons de fission prompts sont largement prépondérants (par rapport aux neutrons de spallation et aux neutrons retardés) et ceux-ci sont touj ours émis avec un spectre énergétique constant. Hypothèse 4: 1'efficacité des détecteurs
est constante lors du transitoire.
La méthode de source pulsée doit permettre de déterminer le coefficient (pente de la décroissance exponent iel le des neutrons prompt s suite à une coupure de source). Or, pour que la décroissance exponent iel le du taux de comptage enregistrée par le détecteur soit représentative de la décroissance des neutrons prompts dans le réacteur, il faut que l'efficacité du détecteur soit constante pendant le transitoire de source. La coupure de source modifiant les caractéristiques spatiales et spectrales du flux, on s' attend également à une modification de l'efficacité. Afin d'optimiser l' emplacement des détecteurs, on calaule l' évolution de l' efficacité dans les différentes mailles du réacteur lors du transitoire de source. On constate alors que, suivant son
emplacement, son efficacité fluctuera plus ou moins.
Les graphes des figures 2 et 3 représentent le rapport d'efficacité úo/sl de détecteurs de neutrons avant et après coupure de la source, s0 étant l'efficacité avant la coupure de source et s1 étant l'efficacité après la coupure de source. L'axe des ordonnéss de ces graphes représente la hauteur H du réacteur (voir la figure 1). L'axe des abscisses représente le rayon R du réacteur. Les courbes du graphe de la figure 2 ont été tracées pour Keff = 0,94, ce qui donne pour la courbe 11 un rapport d'efficacité de 1,01 et pour la courbe 12 un rapport d'efficacité de 0,99. La bande situce entre les courbes 11 et 12 correspond donc à une
variation d'efficacité inférieure à 1.
Les courbes du graphe de la figure 3 ont été tracoes pour Keff = 0,993, ce qui donne pour la courbe 13 un rapport d'efficacité de 1,01 et pour la courbe 14 un rapport d'efficacité de 0,99. La bande située entre les courbes 13 et 14 correspond donc à une
variation d'efficacité inférieure à 1.
Il apparaît donc que dans certaines zones, notamment sous la cible en plomb, l'efficacité est quasi constante (à moins de 1) lors du transitoire ce qui rend cette région propice à l' implantation d'un détecteur. On peut noter que cette zone de faible variation de l'efficacité se réduit avec la sous criticité. Ceci s'explique par le fait que plus la sous-criticité est importante, plus l' influence de la source augmente et plus la coupure de celle ci engendre
des modifications importantes.
On pourrait imaginer que certaines parties du spectre sont moins modifiées que d'autres par la coupure de source. Ainsi, on pourrait choisir si cela s'imposait un détecteur ne mesurant que cette partie du spectre (détecteur à seuil ou entouré d'une protection absortante à une énergie donnée) de façon que l'efficacité soit encore moins modifiée par la couqure de source. Cependant, le gain en stabilité de l'efficacité est assez faible et par ailleurs le fait de se priver d'une partie du spectre implique des taux de comptage moindre ce qui engendrerait une
augmentation des incertitudes statistiques.
Hypothèse 5: le paramètre x=/p doit être
constant entre les deux états sous critique considérés.
Dans le tableau II, x est calculé pour les
différents rayons de remplissage.
Tableau II
R (cm) Keff eff (pcm) (s) x (s) Erreur X 10-8 X 10-4 sur x ()
0,942 53,8910 8,02597 1,49 0
87,5 0,952 53,8556 7,85983 1,46 2,0
0,961 53,8208 7,70502 1,43 3,8
92,5 0,970 53,7865 7,56003 1,41 5,6
0,977 53,7524 7,42362 1,38 7,2
97,5 0,985 53,7178 7,29463 1,36 8,8
0,993 53,6836 7,17265 1,34 10,3
Dans le tableau II, l'erreur est calaulée par la formule suivante: X R=85 X j XR=85
xi représentant la valeur de x pour la distance i.
On constate que cette hypothèse est tolérable pour des taux de remplissage proches. En revanche, quand les deux états sous-critiques sont éloignés (k=0, 94 et 0,99), l'erreur liée à cette hypothèse est conséquente (10). Ceci constitue donc une contrainte forte vis-à-vis du choix des deux états sous-critiques pour effectuer la mesure absolue de réactivité: ceux-ci ne doivent pas être trop différents. Hypothèse 6: le produit SeXt. A reste
constant entre les deux états sous-critique considérés.
Dans le tableau III, Seff représente la
source effective.
Tableau III
R (cm) A (S) Seff Seff. A Erreur sur X 10-8 X 10-8 Seff. A ()
8,02597 1 8,026 0
87,5 7,85983 1'0208 8'0233 0,03
7,70502 1,0407 8,0186 0,09
92,5 7,56003 1,0598 8,0121 0,17
7,42362 1,0781 8,0034 0,28
97,5 7,29463 1,0956 7,992 0,42
7,17265 1,1122 7,9774 0,60
* L'erreur est calulée par la formule suivante: (Seff.A) R=85 - (Sefi.A)j
(S.JI A)R=85
i représentant le rayon du réacteur considéré.
On constate que même si les deux états sous critiques sont éloignés, l'erreur liée à cette
hypothèse reste faible (0, 6% au maximum).
Hypothèse 7: la proportion de neutrons retardés est constante entre les deux états sous critique considérés.
Tableau III
R (cm) feff (pcm) Erreur sur peff (%)
53,8910
87,5 53,8556 0,06
53,8208 0,13
92,5 53,7865 0,19
53,7524 0,25
97,5 53,7178 0,32
53,6836 0,38
Dans le tableau III, l'erreur est calculée par la formule suivante: R=85 {j R=85 pi représentant la valeur de pour le rayon du réacteur considéré. On constate que même si les deux états sous-critiques sont éloignés, l'erreur liée à cette
hypothèse reste faible (0,4% au maximum).
Hypothèse 8: 1' efficacité des détecteurs est constante entre les deux états sous-critiques considérés. Dans la méthode MSA, le rapport des taux de comptage aux deux états de réactivité choisis doit être
représentatif du rapport des populations neutroniques.
Autrement dit, l'efficacité du détecteur doit être la même entre les deux états. Or, le taux de remplissage du c_ur conditionne sa réactivité et la distribution spatiale du flux. L'efficacité du détecteur étant définie comme le rapport entre le taux de comptage (lié au flux local) et la population neutronique totale, celle-ci est susceptible de varier d'un taux de
remplissage à l'autre.
Pour illustration, on a calculé dans chaque maille le rapport úo/S1 (úo étant l'efficacité pour le remplissage intermédiaire et 6l étant l'efficacité pour
le remplissage final).
Les figures 4 et 5 sont des graphes représentant le rapport d'efficacité de détecteurs de neutrons pour deux sous-criticités différentes pour le réacteur de la figure 1. L'axe des ordonnées de ces graphes représente la hauteur H du réacteur et l'axe
des abscisses représente le rayon R du réacteur.
Pour la figure 4, le rapport d'efficacité des détecteurs a été établi pour deux sous-criticités très différentes: pl=-750 pcm et P2=-6 200 pcm (source constante). Pour la figure 5, le rapport d'efficacité des détecteurs a été établi pour deux sous-criticités peu différentes: P1=750 pcm et p=-1 500 pcm (source
constante).
Pour la figure 4, la courbe 15 correspond à un rapport d'efficacité de 1, 02 et la courbe 16 correspond à un rapport d'efficacité de 0,98. La bande située entre ces deux courbes est la zone dans laquelle
l'efficacité du détecteur varie de moins de 2.
Pour la figure 5, la courbe 17 correspond à un rapport d'efficacité de 1, 02. La zone située à droite de cette courbe est la zone dans laquelle
l'efficacité du détecteur varie de moins de 2.
Il apparaît donc que dans certaines zones, notamment sous (ou sur) le réflecteur radial, l'efficacité varie de moins de 2\ entre les deux configurations ce qui rend cette région propice à
l' implantation d'un détecteur.
On peut noter que ceci représente le cas le plus défavorable (R=85 cm et R=100 cm) avec des réactivités très éloignées (-750 et -6 200 pcm). Pour des taux de remplissage intermédiaires, il est évident
que la modification de l'efficacité est moindre.
Conclusion sur les incertitudes de méthode Les recherches effectuées par le déposant montrent que les conditions opérationnelles seront plus favorables à la réduction des incertitudes de méthode lorsque l' emplacement des détecteurs est optimisé. De plus, il est également recommandé de considérer des niveaux de sous-criticité proches pour l'étalonnage en réactivité. Un écart de 1000 pcm reste acceptable. En respectant ces recommandations, toutes les incertitudes
de méthode seront inférieures à 2.
On va s' attacher maintenant à étudier les
erreurs statistiques du procédé.
Le dispositif proposé détermine une réactivité absolue uniquement à partir de données expérimentales. On peut regrouper ces données en deux catégories: - Les pentes (1, a2). Elles représentent, pour les 2 niveaux de sous-criticité considérés, la décroi s sance exponent iel le du nombre de neutrons prompts engendrée par la coupure de source. Les fluctuations statistiques autour de chaque point conduisent à une incertitude globale sur la pente de la droite passant par ces points. Dans un ADS de puissance, les taux de comptage sont importants. Ainsi, les fluctuations autour de chaque point seront limitées. De plus, le nombre d'impulsions peut être augmenté de facon à empiler les résultats et réduire
les incertitudes statistiques autant que nécessaire.
- Les taux de comptage (Tl, T2) obtenus en régime stationnaire (source allumée) pour les 2 niveaux de sous-criticité. Ces taux de comptage sont soumis à
des incertitudes statistiques.
Les taux de comptages Tl et T2 pris en compte dans la mesure absolue de la réactivité sont les taux de comptages obtenus en régime stationnaire avec source pour les deux états de réactivité considérés. De facon classique, l'incertitude sur les taux de comptage
à 1 sigma s'exprime: _7 =.
On a vu que les détecteurs utilisés pour la méthode MSA seront placés dans le réflecteur radial. Le flux dans ces régions reste encore élevé à pleine puissance: dans un réacteur industriel tel que celui considéré précédemment, on relève des flux voisins de 1014 n/cm2/s. Ainsi, même si l'efficacité du détecteur est faible, l' incertitude statistique sera négligeable sur ces taux de comptage, d'autant plus que le temps d'intégration peut être infini puisque l'on mesure un
état stationnaire.
Conclusion sur les incertitudes statistiques Les incertitudes statistiques peuvent également être rendues négligeables en augmentant raisonnablement les temps de comptage pour la méthode MSA et le nombre de pulses pour la méthode de source
pulsée.
On va maintenant présenter le dispositif de mesure de la résctivité absolue d'un système hybride
conformément à l'invention.
On a précédemment optimisé l' implantation des détecteurs pour la méthode de source pulsée et pour la méthode MSA. Le signal obtenu dans chacun d'eux devra être transmis par une électronique adaptée jusqu'au caloulateur. Dans ce dernier, les informations collectées lors des mesures seront couplées et la résolution mathématique des équations précédentes
fournira en sortie la valeur de la réactivité absolue.
L'ensemble de ce système constitue le réactimètre permettant de définir une sous-criticité de référence. Par la suite, en fonctionnement normal, les variations de réactivité seront suivies de façon
classique par méthode MSA à partir de la valeur étalon.
Les éléments suivants sont pris en considération pour le choix du détecteur: - Dans les deux cas (Source pulsée ou MSA) le flux au niveau du détecteur est élevé (environ 1014 n/cm2/s dans l'exemple décrit). Ceci signifie que le risque, si risque il y a, est davantage lié à la saturation du détecteur qu'au manque de coups dans celui-ci. Autrement dit, il est inutile, voire pénalisant, de choisir un détecteur de haute sensibilité. - Ce dispositif est envisagé pour l'étalonnage en réactivité, en début de cycle donc, avant l' accumulation des produits de fission dans le c_ur, responsables d'une forte part de l'émission gamma. De plus, remarquons que le détecteur source pulsée est placé sous la cible en plomb, ce qui atténue encore ce rayonnement. Pour toutes ces raisons, l'intérêt pour un détecteur permettant la
discrimination gamma/neutron devient secondaire.
- Les détecteurs étant placés hors c_ur, il n'y a pas d'impératif strict quant à leur tenue à haute température. - La dynamique de mesure nest pas trop étendue: lors du transitoire de source, la puissance est réduite d'un facteur 100, le détecteur devra alors couvrir 2 décades ce qui reste faible par rapport à la
gamme de fonctionnement du réacteur.
- Pour les mesures de source pulsse la contrainte en temps d'acquisition est forte: le temps d'acquisition est de l'ordre de la microseconde, voire inférieure. En considérant toutes les remarques précédentes et les caractéristiques générales des détecteurs, il semble que le meilleur choix réside en l'utilisation de chambres à fission. Les plus classiques, donnant une information sur l'intégralité du spectre, sont les chambre à dépôt d' uranium 235. On peut se reporter à ce sujet aux articles des Techniques de l'Ingénieur, traité Génie nucléaire BN2, "Détecteurs de rayonnements" par J. DUCHENE et A. ROGUIN (B 3420)
et "Instrumentation hors c_ur des réacteurst' par J.-P.
BUREL (BN 3451).
Les exigences en terme de temps d'acquisition sont compatibles avec les faibles temps de collection des charges dans les chambres à fission (environ 150 ns). De plus, ce dernier peut être diminué en ut il i sant un mélange de gaz argon- azote permettant des temps de collection de 20 ns. En fait, la contrainte en temps s'exercera plus sur l'électronique traitant le signal (prise en compte du temps mort)
qu'au détecteur lui-même.
La figure 6 est un schéma simplifié d'un réactimètre selon la présente invention. Le réactimètre comprend un détecteur de source pulsée 21, un détecteur MSA 22, un ensemble de conditionnement 30, un calculateur 23 et un organe de sortie 24. L' ensemble de conditionnement 30 comprend une voie dédiée au détecteur de source pulsse 21 et constituée d'une alimentation HT ou THT 31, d'un amplificateur 32 et d'un discriminateur 33. Il comprend aussi une voie dédiée au détecteur MSA 22 et constituée d'une alimentation HT ou THT 35, d'un amplificateur 36 et d'un discriminateur 37. Le calculateur 23 rec,oit sur ses entrées les sorties des discriminateurs 33 et 37 et
délivre un signal de sortie à l'organe de sortie 24.
La chaîne de mesure associée aux chambres à fission peut fonctionner en régime d'impulsions, en
régime de fluctuation ou en régime de courant.
Cependant, dans le cas décrit, le haut niveau de flux neutronique à proximité des détecteurs conduirait à une saturation rapide de l'électronique si on utilisait un régime d'impulsions. En revanche, le régime de fluctuations permet de fonctionner à haut niveau neutronique et sur une dynamique étendue. Cependant, ce régime donne une information plus lente et moins
précise qu'une mesure en courant.
Ainsi la chambre à fission en régime de courant est le dispositif le plus adapté pour la mesure: il donne une information rapide et précise sur des taux de comptage élevés. La dynamique de mesure et la discrimination sont certes plus faibles qu'avec d'autres dispositifs mais elles sont suffisantes pour
cette application.
L' ensemble de conditionnement 30 produit des signaux électriques représentatifs de l'évolution
du flux qui règne au niveau des détecteurs 21 et 22.
L'ensemble de conditionnement 30 rassemble: - Les al imentat ions haute tens ion stabilisoe 31 et 35 nécessaires pour la polarisation des détecteurs. Pour la chambre à fission considérée, elle est de 150 V. - L' amplification du signal réalisce par un facteur de gain ajustable. Amplification qui, dans le cas de recueil d'impulsions électriques permet d'amener
ces dernières à un niveau admissible par les circuits.
- La mise en forme du signal qui consiste notamment à fixer un seuil de discrimination convenable. Les hautes impulsions liées à l'ionisation du gaz par les produits de fission seront alors
séparces des impulsions parasites.
Les signaux provenant des détecteurs MSA fournissent des informations proportionnelles aux taux de comptage avec source pour les différents états de sous-criticité. Les signaux provenant du détecteur de source pulsée permettent d'établir les pentes de décroissance. La conversion analogique-numérique puis le traitement des donnces par un processeur selon la méthode proposée permet le calcul de l'étalon en réactivité. Dans la pratique, le système d' instrumentation décrit précédemment sera composé de plusieurs chaînes de mesures qui sont organisoes pour assurer une redondance suffisante pour se garantir,
entre autres, des défauts de mode commun.
La figure 7 est une vue en coupe verticale du réacteur représenté à la figure 1, indiquant les emplacements optimisés pour les détecteurs de neutrons d'un réactimètre selon la présente invention. La référence 6 indique l 'emplacement optimisé pour le détecteur de la méthode de source pulsse. La référence 7 indique les emplacements optimisés possibles pour le
détecteur MSA.
Pour conclure, on propose ici un nouveau concept permettant de déterminer de fa,con absolue la réactivité directement en sous-critique. Ceci est réalisé en couplant deux méthodes relatives de mesure de la réactivité (MSA et Source Pulsée) totalement indépendantes et ceci pour deux (ou trois) niveaux de
sous-criticité successifs. Le passage d'une sous-
criticité à l'autre est réalisé par l'ajout ou le retrait d'assemblages périphériques. Les informations collectées au cours de ces diverses étapes peuvent alors être croisées de façon à établir un système
comportant autant d'équations que d'inconnues.
Le dispositif proposé est donc un réactimètre constitué de détecteurs associés à une chaîne de mesure capable de résoudre rigoureusement ces équations de façon à en extraire une valeur absolue de la réactivité en sous-critique uniquement fonction de
paramètres expérimentaux.
Toutes les incertitudes liées à l'utilisation de la méthode restent inférieures à 2 lorsque l' on se place dans une configuration optimale: l'écart en réactivité entre les différents taux remplissages est d' environ 1 000 pcm, - le détecteur utilisé pour la méthode de source pulsée est placé sous la cible de spallation, - le détecteur de la méthode MSA est placé au niveau du réflecteur radial, - les détecteurs actuels les plus adaptés à ces mesures sont des chambres à fission à faible temps
de collection (type Photonis CFUF43) en mode courant.
Des états de sous-criticité peuvent être
obtenus par une autre méthode que celle employée ci-
dessus consistant à remplir partiellement ou totalement le c_ur du réacteur. Par exemple, à remplissage de c_ur constant, le niveau de souscriticité peut être modifié par l' insertion ou le retrait de barres de contrôle absorbantes. Les méthodes MSA et de source pulsée
peuvent s'appliquer dans un c_ur sous-critique de -
000 pcm puis l' insertion d'absortants pent amener le c_ur sous-critique 6 000 pcm et ensuite les deux méthodes peuvent également être appliquées. Le couplage des deux méthodes aux deux niveaux de sous-criticité
suivant le procédé proposé est alors possible.
REVEDICATIONS
1. Procédé de mesure absolue de la réactivité d'un système sous-critique comprenant un réacteur alimenté par une source externe de neutrons (2), le procédé comprenant les étapes suivantes: - placement du réacteur (1) dans un premier état sous-critique correspondant à une réactivité pl, allumage de la source externe de neutrons (2) pour alimenter en neutrons le combustible nualéaire contenu dans le c_ur du réacteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire (4) fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce premier état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T représentatif du flux de neutrons de ce premier état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons et détermination de la pente a1 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pourle premier état sous-critique, - placement du réacteur (1) dans un deuxième état sous-critique correspondant à une réactivité p2, - allumage de la source externe de neutrons (2) pour alimenter en neutrons le combustible nucléaire contenu dans le c_ur du réacteur (1) et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire (4) fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce deuxtème état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T2 représentatif du flux de neutrons de ce deuxième état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons - (2) et détermination de la pente 2 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le deuxième état sous-critique, - détermination de la réactivité absolue p$2 du système pour le deuxième état sous-critique, exprimoe en dollars, au moyen de la formule suivante: p (a:2 - a:)T
_2T2-T
2. Procédé de mesure absolue de la réactivité d'un système sous-critique comprenant un réacteur alimenté par une source externe de neutrons (2), le procédé comprenant les étapes suivantes: - placement du c_ur du réacteur (1) dans un premier état sous-critique correspondant à une réactivité pl, - allumage de la source externe de neutrons (2) pour alimenter en neutrons le combustible nualéaire contenu dans le c_ur du réacteur et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire (4) fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce premier état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T représentatif du flux de neutrons de ce premier état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons et détermination de la pente al caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état sous-critique, - placement du réacteur (1) dans un deuxième état sous-critique correspondant à une réactivité p2, - allumage de la source externe de neutrons (2) pour alimenter en neutrons le combustible nucléaire contenu dans le c_ur du réacteur (1) et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nualéaire (4) fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce deuxTème état sous- critique, - comptage d'un taux de neutrons T2 représentatif du flux de neutrons de ce deuxième état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons (2) et détermination de la pente a2 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le deuxième état sous-critique, - placement du réacteur (1) dans un troisième état sous-critique correspondant à une réactivité p3, - allumage de la source externe de neutrons (2) pour alimenter en neutrons le combustible nucléaire contenu dans le c_ur du réacteur (1) et obtenir une multiplication des neutrons externes dans le combustible nucléaire (4) fournissant, en régime permanent, un flux de neutrons représentatif de ce troisième état sous-critique, - comptage d'un taux de neutrons T3 représentatif du flux de neutrons de ce troisième état sous-critique, coupure de la source externe de neutrons (2) et détermination de la pente â3 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le troisième état sous-critique, - détermination de la réactivité absolue p3 du système pour le troisième état sous-critique au moyen de la formule suivante: T. T. (Ct2 - 3 l - Z G,3 -] P Tl (3-a2)+T3 (X2-:X)+T2 (1-ar3) 3. Réactimètre permettant la mesure de la réactivité absolue d'un système comprenant une source externe de neutrons (2) alimentant un réacteur (1) en régime sous-critique, comprenant: - des premiers moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calaul de la réactivité par la méthode de multiplication de source approchée fournissant un taux de neutrons T1 pour un premier état de sous-criticité et un taux de neutrons T2 pour un deuxième état de sous-criticité, - des deuxièmes moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de la source pulsce fournissant une pente a1 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état de sous-criticité et fournissant une pente a2 caractérist ique de la décroissance exponent iel le du flux de neutrons pour le deuxTème état de sous- criticité, - un calculateur déterminant la réactivité
absolue P$2 du système pour le deuxième état de sous-
criticité, exprimée en dollars, au moyen de la formule suivante: Ps2 (2 â!) â2T2 - CtiT 4. Réactimètre selon la revendication 3, caractérisé en ce que, la source externe de neutrons (2) étant situce au centre du réacteur (1), les premiers moyens de comptage de neutrons comprennent au moins un détecteur de neutrons (7) situé à la périphérie du réacteur, en partie inférieure ou en partie supérieure du réacteur, les deuxièmes moyens de comptage de neutrons comprennent au moins un détecteur
de neutrons (6) situé en partie centrale du réscteur.
5. Réactimètre permettant la mesure de la réactivité absolue d'un système comprenant une source externe de neutrons (2) alimentant un réacteur (1) en régime sous-critique, comprenant: - des premiers moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de multiplication de source approchée fournissant un taux de neutrons T pour un premier état de sous-criticité, un taux de neutrons T2 pour un deuxième état de sous-criticité et un taux de neutrons T3 pour un troisième état de sous criticité,. - des deuxièmes moyens de comptage de neutrons alimentant une chaîne de mesure pour le calcul de la réactivité par la méthode de la source pulsée fournissant une pente a1 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le premier état de sous-criticité, fournissant une pente a2 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le deuxième état de sous criticité, et fournissant une pente a3 caractéristique de la décroissance exponentielle du flux de neutrons pour le troisième état de sous-criticité, - - un calaulateur déterminant la réactivité
absolue p3 du système pour le troisième état de sous-
criticité au moyen de la formule suivante:
:2 - 3 "' - 2 -
P Tl (Ct3 - 2) + T3 (a2 - â1) + T2 (t21 - X3) 6. Réactimètre selon la revendication 5, caractérisé en ce que, la source externe de neutrons (2) étant située au centre du réacteur (1), les premiers moyens de comptage de neutrons comprennent au moins un détecteur de neutrons (7) situé à la périphérie du réacteur, en partie inférieure ou en partie supérieure du réacteur, les deuxièmes moyens de comptage de neutrons comprennent au mains un détecteur
de neutrons (6) situé en partie centrale du réacteur.
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