Brevet FR2464538A1 — publié le 19810306

La présente invention a pour objet un disl3c: tif étalon d'émission de produits de fission pour La détecticr- de rupture de gaine d'éléments combustibles d'un réacteur nucléaire du type à eau sous pression. vj De façon plus précise, la présente invention concerne un dispositif introduit dans la cuve d'un réacteur nucléaire du type à eau sous pression qui permet l'émission contrôlée de produits de fission, cette émission de produits de fission servant à l'étalonnage des dispositifs de détection de rupture de gaine des éléments combustibles du réacteur nucléaire, ces dispositifs de détection étant montés dans le circuit primaire du réacteur nucléaire. Pour mieux comprendre le problème à rUsoudre, on se réfèrera de façon avantageuse à la figure l annexée sur laquelle on a représenté de façon simplifiée un réacteur nucléaire du type à eau pressurisée avec une boucle primaire de refroidissement. Sur cette figure, on trouve la cuve du réacteur 2 contenant le coeur 4 de celui-ci qui est constitué comme on le sait par des assemblages combustibles 6. La boucle primaire du réacteur comporte également un échangeur de chaleur ou générateur de vapeur 8 et une'pompe de circulation 10 qui sont raccordés par les conduites primaires 12 et 14 à la cUve du réacteur. Il s'agit bien entendu d'une figure simplifiée et en fait on sait que le réacteur comporte plusieurs boucles de refroidissement. De préférence, le dispositif de détection de rupture de gaine 16 est disposé sur la conduite 12 qui relie il. sortie de la cuve du réacteur 2 à l'entrée du génératour de vapeur 8. Ce dispositif de détection de rupture de gaine permet une telle détection en mesurant letaux de produits de fission *go dans le liquide de refroidissement. Par ailleurs, on comprena aisément que la détection des ruptures.de gaine qui entourent les éléments combustibles constituant le coeur est un problème de s reté très important, puisque ces gaines entourant le matériel combustible constituent la première barrière de X, protection vis-à-vis des produits de fission. On comprend de plus que pour s'assurer du bon fonctionnement des détecteurs, il est nécessaire de tester ceux-ci, c'est-à-dire qu'il est nécessaire de pouvoir détecter à l'aide du dispositif 16 la présence d'une quantité étalon de produits de fission contenus dans l'eau de refroidissement. C'est l'objet de la présente invention. Dans les techniques antérieures, un tel étalonnage était obtenu en plaçant à l'intérieur de la cuve 2 du réacteur dans le courant du fluide caloporteur à un endroit choisi, un corps radioactif tel que l'uranium métallique ou un dépôt d'oxyde d'uranium. Cependant, cette technique ne donnait pas de bons résultats pour les raisons suivantes: On avait une émission permanente de produits de fission dans le circuit de refroidissement primaire, ce qui a pour inconvénient d'augmenter la pollution et de créer un bruit de fond altérant les mesures réelles faites par le dispositif de détection de rupture de gaine en dehors des périodes d'étalonnage. Aucun contrôle n'était possible quant à l'évolu- tion du niveau d'activité de la source étalon et en conséquence, après un certain temps de fonctionnement, l'étalonnage du dispositif de détection de rupture de gaine risquait de devenir illusoire; En cas de détérioration de la source, des fragments radioactifs pouvaient être introduits dans le circuit primaire de refroidissement. La présente invention a précisément pour objet un dispositif d'émission de produits de fission étalon pour la détection de rupture de gaine dans un réacteur nucléaire à eau sous pression qui pallie les inconvénients cités ci-dessus. En particulier, le dispositif selon l'in- vention permet d'éviter un passage continu dans le Liquide caloporteur de produits de fission; il permet de définir de façon très précise les périodes d'émission de ces pro- duits de fission, périodes correspondant aux instants d'étalonnage; et enfin, il permet d'éviter le passage dans le liquide caloporteur de fragments du matériau radio- actif utilisé comme étalon de produits de fission. 3 2464538 Pour obtenir ces résultats, le dispositif étalon d'émission de produits de fission pour la détection de rupture de gaine d'éléments combustibles d'un réacteur nucléaire du type refroidi par de l'eau sous pression, le- dit réacteur comprenant une cuve de résistance à la pression et un coeur constitué des assemblages d'éléments combusti- bles, se caractérise en ce qu'il comprend une canne creuse apte à être introduite dans ladite cuve et définissant une chambre divisée en une première chambre et une deuxième chambre située à l'extrémité de la canne par une restriction créant une première perte de charge, ladite deuxième chambre comportant sur sa paroi un dépôt ou un placage métallique de matériau radioactif et communiquant avec la cuve du réacteur lorsque ledit dispositif est en position, par une buse créant unedeuxième perte de charge supérieure à celle qui est créée par ladite restriction, une première tubulure dis- posée dans ladite canne et débouchant à l'extrémité de la première chambre éloignée de la deuxième chambre, ladite première tubulure étant apte à être reliée à une source d'eau sous pression à une pression supérieure à celle de l'eau de refroidissement dudit réacteur, et une deuxième tubulure débouchant également à l'extrémité de la première chambre éloignée de la deuxième chambre et apte à recueillir les produits de fission émis par ledit dépôt lorsqu'aucune pression n'est appliquée à l'entrée de ladite tubulure. Selon un mode perfectionné de réalisation, le dispositif comprend une troisième tubulure disposée dans ladite canne et débouchant à l'extrémité de ladite première chambre proche de la deuxième chambre, ladite troisième tubu- lure étant apte à recueillir l'eau injectée sous un faible débit dans ladite première tubulure sous l'effet de la perte de charge créée par ladite restriction. Grâce à ce mode de réalisation perfectionné, on peut avant de provoquer l'émission contrôlée de produits de fission assurer un balayage de la première chambre. Cela permet donc d'obtenir une émission de 4 24 64538 produits de fission en créneaux avec un front de montée bien déterminé. Or, il s'avère que les accidents correspon- dant à une rupture de gaine d'éléments combustibles se présentent sous un tel aspect. De préférence, la chambre a une longueur suf- fisante et des parois réalisées avec un matériau suffi- samment bon conducteur de la chaleur pour que l'eau injectée dans ladite chambre et sortant par ladite buse ait une température sensiblement égale à celle de l'eau dans la cuve du réacteur. On comprend que grâce à cette dernière dispo- sition, on évite le choc thermique qui résulterait de l'injection directe d'une eau à relativement basse tempé- rature dans l'eau de la cuve qui a une température de l'ordre de 320C. De toute façon l'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit de plusieurs modes de réalisation de l'invention donnés à titre d'exem- ples non limitatifs. La description se réfère aux figures annexées sur lesquelles on a représenté: - sur la figure 1, une vue simplifiée d'un réacteur nucléaire du type PWR montrant l'implantation des dispositifs étalons d'émission de produits de fission selon l'invention, sur la figure 2, une vue montrant en coupe verticale l'ensemble du dispositif selon un premier mode de réalisation, - sur la figure 3, une vue partielle de la figure 2 montrant une variante de réalisation de la buse de sortie de la chambre du dispositif, - sur la figure 4, une vue partielle en coupe verticale montrant une variante de réalisation de la restriction séparant la première chambre de la deuxi&iie chambre. Si l'on revient à la figure 1, on a représenté sur celle-ci deux dispositifs d'émission de produits de fission selon l'invention mis en place dans la cuve du réacteur. Ces dispositifs sont référencés respectivement a et 20b. Leur mise en place à l'intérieur de la cuve se fait à travers des orifices 22 et 22' dits'orifices d'instrumentation" qui sont, au départ, prévus dans le couvercle 2a de la cuve du réacteur ou dans son fond 2b. Le dispositif selon l'invention 20 a une longueur suffi- sante pour que leur partie active soit immédiatement à proximité de la face supérieure ou de la face inférieure du coeur 4 du réacteur. On comprend que par une telle position d'émission de produits de fission, on simule encore mieux vis-à-vis du dispositif de détection 16 une véritable rupture de gaine. Sur la figure 2, on a représenté un premier mode de réalisation du dispositif d'émission 20. Celui-ci comporte une canne cylindrique 24 qui traverse par exemple le fond 2b de la cuve par un orifice d'instrumentation 22'. Bien entendu, on n'est pas obligé d'utiliser les trous d'instrumentation et l'on peut orienter la canne horizonta- lement par rapport à l'axe de la cuve. Cette canne est fixée par exemple par une couronne 26 et des ensembles goujon-écrou 28 sur le fond 2b. En outre, la canne 24 comporte une embase qui est appliquée sur la paroi 2b de fagon étanche par l'intermédiaire de joints d'étanchéité 32. Dans le prolonge- ment de la canne 24, on trouve une chambre 34 limitée par une paroi extérieure cylindrique 36. Cette chambre 34 est divisée en une première chambre dite inférieure 34a et une chambre supérieure 34b par une restriction 38 définissant un étrangle- ment 40. Bien entendu, les termes de "supérieur" et d"'inférieur" sont liés au fait que le dispositif est intro-. duit dans le fond de la cuve du réacteur. Il faudrait bien entendu inverser ces termes dans le cas o le dispositif (dispositif 20b) traverse le couvercle du réacteur. La chambre supérieure 34b se termine par une buse conique 42 qui débouche dans la cuve du réacteur lorsque le dispositif est mis en place. On comprend que la restriction 38 et la buse 42 créent des pertes de charge. La définition de ces deux éléments est telle que la perte de charge créée par l'étran- glement 38 soit inférieure à celle qui est créée par la buse 42 de la chambre 34b, En outre, la paroi latérale interne de la chambre supérieure 34b est recouverte par un dépôt ou par un placage métallique 44 d'un produit radioactif, donc capable d'émettre des produits de fission. Ce produit peut être par exemple de l'uranium métallique ou de l'oxyde d'uranium. La canne 24 est traversée par des tubulures qui débouchent dans la chambre inférieure 34a. On trouve tout d'abord une tubulure 46 qui débouche à l'extrémité infé- rieure de la chambre 34a et qui est raccordée à l'extérieur de la canne 24 à deux conduites 48 et 50 dont les fonctions seront expliquées ultérieurement. Il va de soi que l'on pourrait très bien dédoubler la conduite 46 en deux tubulu- res séparées. On trouve également une tubulure 52 qui, elle, débouche à la partie supérieure de la chambre 34a. Enfin, un système de contrôle 54 du niveau d'activité du dépôt radioactif 44 est situé autour de la conduite 50, On va maintenant décrire le fonctionnement du dispositif selon les différentes phases opératoires. En dehors des périodes d'étalonnage, aucun fluide n'est introduit dans la conduite 46. Les produits de fission émis par le dépôt radioactif 44 dans la chambre 34b traversent l'étranglement 38 et pénètrent dans la chambre 34a du fait de la différence de pertes de charge entre la buse 42 et l'étranglement 38. Ces produits de fission sont évacués dans la chambre inférieure 34a par la tubulure 46 et le tube 50. Il y a donc écoulement de produits de fission vers l'extérieur de la cuve du réacteur. L'écoulement des produits de fission est obtenu par la force motrice due à la pression du fluide dans la cuve du réacteur. Il va sans dire que le tube 50 est dirigé avec toutes les précautions d'usage vers un dispositif de traitement des effluents et que l'étranglement est étudié de telle sorte que le débit soit très très faible. Dans cette position, c'est-à- dire lorsque les produits de fission sont évacués vers l'extérieur de la cuve, le système de contrôle 54 permet de contrôler l'état physique et matériel de la source constituée par le dépôt radioactif 44. Grâce à ce contrôle, il est possible de mettre le dispositif hors d'usage sans arrêter le réacteur, en obturant les tubes 52, 50 et 48 si l'état de la source est défectueux, Lorsque l'on veut réaliser une émission perma- nente de produits de fission dans la cuve du réacteur et donc dans l'ensemble du circuit primaire, on injecte dans la tubulure 48, à l'aide d'une pompe, de l'eau sous une pression supérieure à 160 bars, c'est-àdire à une pression supérieure à celle du fluide caloporteur dans la cuve du réacteur. Cette eau traverse la chambre 34a, l'étranglement 38 ainsi que la chambre 34b entraînant les produits de fission. On a ainsi à la sortie de la buse 42 une émission permanente de produits de fission tant que de l'eau sous pression est appliquée à l'entrée de la tubulure 48. Bien entendu, le temps de balayage de la chambre 34b est très inférieur à la durée de vie moyenne des produits de fission observés par le dispositif de détection. En outre, compte tenu du trajet de l'eau dans les chambres 34a et 34b et compte tenu du matériau constituant la paroi 36 de la chambre et de sa longueur, l'eau qui sort par la buse 42 a une température sensiblement égale à celle du liquide caloporteur dans la cuve du réacteur. On évite ainsi des chocs thermiques. On comprend qu'il est intéressant pour un étalonnage de produire des émissions en créneaux de produits de fission dans la cuve du réacteur. Pour cela, le dispositif selon l'invention, dans son mode de réalisation perfectionné, permet d'assurer un balayage de la chambre 34a pour en enlever la totalité des produits de fission qu'elle pourrait contenir. Dans ce but, on injecte un faible débit d'eau par la tubulure 48, ce débit d'eau balaye la chambre 34a entraînant les produits de fission. L'évacuation est assurée par la tubulure 52 du fait de la perte de charge créée par l'étranglement 38.De plus, un certain débit venant de la cuve pénètre dans la chambre 34b à travers la buse 42 puis pénètre dans la chambre 34a d'o il est évacué par la tubulure 52. Lorsque cette opération de balayage a été effectuée, il suffit d'effectuer les opérations correspon- dant à une émission permanente. 8 2464538 Sur la figure 3, on a représenté une variante de réalisation de la buse de sortie 42. Selon ce mode de réalisation, la buse référencée 42' comporte plusieurs ori- fices 60. Elle comporte également une partie tronconique 62 formant le siège d'un clapet constitué également par une bille 64. On comprend que lorsqu'aucune pression supé- rieure à la pression dans la cuve n'est appliquée par la tubulure 48, la bille repose sur son siège 62 et aucun pro- duit de fission ne peut pénétrer dans la cuve du réacteur. Au contraire, lorsque de l'eau sous pression est appliquée dans cette tubulure, la bille se soulève et permet l'émission de produits de fission (position représentée sur la figure 3). Sur la figure 4, on a représenté une variante de réalisation de l'étranglement 38. Dans ce cas, l'étran- glement 38 définit plusieurs orifices calibrés 64 disposés dans une couronne et créant une perte de charge équivalente à celle qui est créée par l'étranglement 38. On comprend d'après la description qui précède que le dispositif objet de l'invention présente de nombreux avantages par rapport à l'art antérieur. Outre les avanta- ges déjà indiqués précédemment, on comprend que ce disposi- tif permet une émission de produits de fission contrôlée. Il est donc possible d'admettre une émission instantanée plus importante que dans les systèmes existant précédemment. Cela permet d'obtenir un signal de détection plus important au niveau du dispositif 16. En particulier, lé rapport - signaltnruit de fond pour ce dispositif est amélioré. En outre, du fait que l'eau sortant par la buse 42 a une température sensiblement égale à celle de l'eau contenue dans la-cuve du réacteur, on évite, non seulement les chocs thermiques, mais également des perturbations de l'écoule- ment du fluide de refroidissement dans la cuve. Enfin, compte tenu de sa structure, le dispositif présente un faible encombrement. Par exemple, le diamètre extérieur du dispositif et de sa canne 24 de supportage peut être de l'ordre de 15 mm. Il est donc facile d'introduire ce dispo- sitif par les trous d'instrumentation 22' et 22 qui sont prévus à la construction dans le fond et dans le couvercle de la cuve du réacteur. t464538 REVENDICATIONS 1, Dispositif étalon d'émission de produits de fission pour la détection de rupture de gaine d'éléments combustibles d'un réacteur nucléaire du type refroidi par de l'eau sous pression, ledit réacteur comprenant une cuve de résistance à la pression et un coeur constitué des assem- blages d'éléments combustibles, lèdit dispositif se caracté- risant en ce qu'il comprend une canne creuse apte à être introduite dans ladite cuve et définissant une chambre divi- sée en une première chambre et une deuxième chambre située à l'extrémité de la canne par une restriction créant une première perte de charge, ladite deuxième chambre comportant sur sa paroi un dépôt ou un placage métallique de matériau radioactif et communiquant avec la cuve du réacteur, lorsque ledit dispositif est en position, par une buse créant une deuxième perte de charge supérieure à celle qui est créée par ladite restriction, une première tubulure disposée dans ladite canne et débouchant à l'extrémité de la première chambre éloignée de la deuxième chambre, ladite première tubulure étant apte à être reliée à une-source d'eau sous pression à une pression supérieure à celle de l'eau de refroidissement dudit réacteur, et une deuxième tubulure débouchant également à l'extrémité de la première chambre éloignée de la deuxième chambre et apte à recueillir les produits de fission émis par ledit dépôt lorsqu'aucune pres- sion n'est appliquée à l'entrée de ladite tubulure. 2. Dispositif selon la revendication 1, caracté- risé en ce qu'il comprend une troisième tubulure disposée dans ladite canne et débouchant à l'extrémité de ladite première chambre proche de la deuxième chambre, ladite troisième tubulure étant apte à recueillir l'eau injectée sous un faible débit dans ladite première tubulure sous l'effet de la perte de charge créée par lalite restriction. 2464338 3. Dispositif selon l'une quelconque des reven- dications 1 et 2, caractérisé en ce que ladite chambre a une longueur suffisante et des parois réalisées avec un matériau suffisamment bon conducteur de la chaleur pour que l'eau injectée dans ladite chambre sortant par ladite buse. ait une température sensiblement égale à celle de l'eau dans la cuve du réacteur. B. 6.743-3 GD