Brevet FR2565396A1 — publié le 19851206

Procédé d'exploitation d'un réacteur à eau légère et à variation de spectre La présente invention concerne un procédé d'exploitation d'un ré- acteur nucléaire à eau légère et plus particulièrement un procédé permet- tant, pour une même géométrie du coeur, des modes de fonctionnement selon des spectres d'énergie de neutrons différents. Dans les réacteurs nucléaires, le coeur, plongé dans de l'eau lé- gère de refroidissement et de modération, est généralement constitué par des éléments combustibles contenant de la matière fissile ou de la matière fertile disposés parallèlement à une même direction et suivant un réseau ré- gulier. Les assemblages combustibles sont remplacés dans le coeur à des intervalles de temps déterminés et entre deux remplacements partiels se dé- roule un cycle complet de fonctionnement du réacteur. Dans chacun des assemblages combustibles, les crayons sont espa- cés transversalement de façon à permettre le passage de l'eau de refroidis- sement et de modération entre les crayons combustibles. Cet espacement transversal est choisi de façon que le volume de modérateur soit suffisant pour ralentir les neutrons et pour permettre une exploitation du réacteur dans de bonnes conditions. On définit ainsi un rapport de modération qui est égal au rapport du volume de modérateur sur le volume du matériau fissile dans le coeur VM/VU. Dans les réacteurs à eau légère sous pression de type classique, le rapport de modération est choisi de façon que les neutrons soient ralen- tis jusque dans le domaine thermique. Dans d'autres types de réacteur, les neutrons ne sont pas modérés et leur spectre d'énergie reste dans le domaine rapide. D'autres types de réacteur ont été proposés plus récemment dans lesquels une diminution du rapport de modération permet de faire fonction- ner le réacteur avec des neutrons ayant une énergie intermédiaire entre cel- le des neutrons thermiques et celles des neutrons rapides appelés neutrons épithermiques. De tels réacteurs comportant un coeur dont le rapport de modéra- tion est réduit par rapport aux réacteurs à eau légère de type classique, sont appelés "réacteurs sous-modérés". Le décalage du spectre des neutrons vers les hautes énergies en même temps que la présence de matériau fertile dans ces réacteurs permet de produire du matériau fissile à partir de maté- riau fertile et d'économiser du matériau combustible nucléaire. La diminution du rapport de modération est obtenu en diminuant l'espacement des éléments combustibles du réseau constituant le coeur. Cette diminution du rapport de modération permet d'augmenter le taux de conversion de la matière fertile en matière fissile. Le taux de conversion est défini comme le rapport du nombre de captures de neutrons dans la matière fertile telle que par exemple l'Ura- nium 238 au nombre d'absorptions de neutrons dans la matière fissile telle que l'Uranium 235 ou le plutonium 239. Ce taux de conversion représente donc bien la capacité du réacteur à transformer par capture la matière fer- tile en matière fissile. Lorsque le taux de conversion augmente et dépasse la valeur 1, on économise du combustible nucléaire et donc de la matière première permet- tant d'obtenir ce combustible, à savoir l'uranium naturel. Le décalage du spectre des neutrons vers les hautes énergies jus- que dans le domaine épithermique permet de favoriser les absorptions de ré- sonance des neutrons par l'Uranium 238. Les réacteurs sous-modérés comportent généralement deux types d'assemblages combustibles, les uns appelés assemblages fissiles renfermant principalement du matériau fissile et les autres appelés assemblages ferti- les renfermant un matériau susceptible de se transformer en matériau fissi- le sous l'effet du bombardement neutronique. Les assemblages fertiles sont généralement disposés à la périphérie du coeur o ils recueillent le rayon- nement neutronique produit par les assemblages fissiles. Le fluide modérateur qui est par exemple de l'eau légère sous pression circule en contact avec la surface externe des éléments combusti- bles disposés parallèlement les uns aux autres à l'intérieur des assembla- ges combustibles. Ce fluide de modération sert également de fluide calopor- teur permettant le refroidissement du coeur et le transport de la chaleur du coeur vers les générateurs de vapeur. Dans d'autres types de réacteur dutype de ceux décrits dans la de- mande de brevet français 82-18011 de la Société FRAMATONE, on prévoit un ré- acteur d'une structure comparable à celle des réacteurs à eau sous pression de type classique dans lequel on utilise un dispositif mécanique de varia- tion de spectre neutronique, dans le but de réaliser une économie sur la consommation du combustible et donc sur la consommation d'uranium naturel et sur le colt d'enrichissement de cet uranium naturel. Ce dispositif méca- nique de variation de spectre utilise des grappes de crayons contenant un matériau fertile tel que l'uranium naturel qui peuvent être déplacées de fa- çon à être introduites dans le coeur ou, au contraire, extraites au cours du fonctionnement du réacteur. Les crayons fertiles de ces grappes qui sont introduits dans certains tubes-guides des assemblages du coeur empêchent donc le modérateur de pénétrer dans ces tubes-guides et diminuent ainsi le volume de modérateur dans le coeur. On peut ainsi, en introduisant les grappes de variation de spec- tre dans le coeur, au cours de la première partie du cycle de combustion de ce coeur, décaler le spectre d'énergie des neutrons vers les hauteurs éner- gies et augmenter le taux de conversion de la matière fertile en matière fissile. Dans une seconde partie du cycle de combustion du coeur, on ex- trait les grappes de variation de spectre et la matière fissile formée pen- dant la première partie du cycle est partiellement consommée. On réalise ainsi une économie de combustible en augmentant le taux de conversion d'en- viron 10 % par rapport à un réacteur à eau sous pression de type classique. Une récente réalisation de réacteur nucléaire associant, dans le but de réaliser une plus grande économie sur la consommation du combusti- ble, les avantages des réacteurs sous-modérés et des réacteurs à variation de spectre a conduit à la définition d'un nouveau coeur du réacteur dans le- quel les assemblages combustibles sont dimensionnés de manière à permettre l'introduction de grappes de crayons fertiles dans les tubes-guides des as- semblages empêchant ainsi le modérateur de pénétrer dans ces tubes-guides. De cette façon, à l'aide d'assemblages combustibles dont l'écarte- ment permet l'implantation de tubes-guides et de ce fait un taux de modéra- tion supérieur à celui normalement requis pour un coeur de réacteur ủcléai- re sous-modéré, il devient possible d'obtenir un taux de conversion de la matière fertile en matière fissile suffisant pour réaliser l'économie de ma- tière fissile initiale. Dans la demande de brevet français 83-15591 de la Société FRAMATOME est décrit un coeur hétérogène de réacteur nucléaire dans lequel des assemblages combustibles de type de réacteur sous-modéré et de type de réacteur à variation de spectre sont juxtaposés afin de permettre une utili- sation rationnelle du Plutonium produit dans les réacteurs nucléaires conventionnels à eau sous pression et récupéré lors du retraitement en usi- ne des assemblages combustibles irradiés durant le cycle de fonctionnement. Ce type de coeur hétérogène nécessite pour l'exploitant possédant plusieurs centrales nucléaires de consacrer, tout au moins en partie, dans ce but un réacteur nucléaire à l'utilisation de ce Plutonium recyclé. Le but de la présente invention est donc de proposer un procédé d'exploitation souple d'un réacteur nucléaire à eau sous pression dont le coeur est constitué d'assemblages combustibles de géométrie identique et in- terchangeables permettant son fonctionnement à des taux de conversiondiffé- rents. Dans ce but, ce procédé est caractérisé par le fait qu'en vue-de permettre l'utilisation du réacteur selon un mode de fonctionnement à taux de conversion élevé permettant une production de matière fissile ou selon un mode de fonctionnement en variation de spectre permettant de réaliser une économie sur la consommation du combustible, l'on effectue, lors des ar- rêts des cycles de fonctionnement, le remplacement d'au moins une partie des assemblages constituant le coeur par des assemblages répondant au mode de fonctionnement choisi. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décri- re, à titre non limitatif, un exemple de réalisation des deux types de coeurs permettant la mise en oeuvre du procédé de l'invention. La figure la est une vue en coupe par un plan transversal du coeur d'un réacteur nucléaire sous modéré à variation de spectre et à taux de conversion élevé. La figure lb est une vue en coupe par un plan transversal d'un assemblage combustible du coeur représenté sur la figure la. La figure 2a est une vue en coupe par un plan transversal du coeur d'un réacteur nucléaire à variation de spectre. La figure 2b est une vue en coupe, par un plan transversal d'un as- semblage combustible du coeur représenté sur la figure 2a. Sur la figure la on voit la section transversale, c'est-à-dire par un plan horizontal, du coeur 1 d'un réacteur nucléaire comportant des assemblages combustibles disposés à l'intérieur de l'enveloppe de coeur 2. Entre les assemblages combustibles de forme prismatique à section hexagona- le disposés côte à côte avec leur axe vertical et l'enveloppe de coeur 2 est disposé un réflecteur lourd 3 de neutrons constitué par exemple de blocs d'acier inoxydable permettant sur le plan mécanique la transition entre la forme hexagonale générale du coeur et la forme circulaire de l'en- veloppe 2. Ce réflecteur 3 constitue le cloisonnement des assemblages et peut être fixé à l'enveloppe de coeur 2. Les assemblages combustibles sont de trois types différents sur le plan de leur fonction. Les assemblages 4 sont des assemblages fissiles dont les tubes-guides reçoivent les grappes de crayons d'oxyde d'uranium ap- pauvri permettant, lorsqu'ils sont ingérés, la réduction du volume de modé- rateur et le fonctionnement du réacteur de la façon, par exemple, décrite dans la demande de brevet 84-02329 de la Société FRAMATOME. Les assemblages 5 sont aussi des assemblages fissiles dont les tu- bes-guides reçoivent les grappes de crayons absorbants qui, de manière conventionnelle, assurent le réglage de la puissance du réacteur. Les assemblages 6 sont des assemblages fertiles constitués par des crayons renfermant de l'uranium naturel et permettent la production de matière fissile. Sur la figure lb, on voit un assemblage fissile 4 comportant un ensemble de crayons fissiles 7 renfermant une colonne de pastilles consti- tuées par un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium dont la ma- tière fissile est constituée par de l'uranium 235 et du plutonium 239. Les crayons fissiles 7 sont disposés suivant un réseau régulier à mailles triangulaires. Chacun des assemblages 4 à section hexagonale est juxtaposé, dans la partie centrale du coeur, & six autres assemblages fissi- les 4 ou 5. Dans la périphérie les assemblages fissiles sont juxtaposés & trois assemblages fissiles 4 ou 5 et à trois assemblages fertiles 6. L'en- semble des crayons des assemblages constitue un réseau régulier à mailles triangulaires dans les sections transversales de coeur. Chaque crayon 1 com-; porte à chacune de ses extrémités une colonne de pastilles d'uranium natu- rel constituant une couverture axiale qui, de la même manière que le réflec- teur lourd 3, limite la fuite des neutrons vers les équipements du réac- teur. Dans le réseau des crayons combustibles 7 constituant l'assembla- ge 4, quarante emplacements de la maille sont occupés par des tubesguides 8 de même diamètre que les crayons combustibles 7. Comme décrit dans la demande de brevet français 84-02329 l'implan- tation des tubes-guides 8 conduit à une augmentation de l'espacement entre les crayons 7 et de ce fait à un accroissement du rapport de modération, de façon à ce que cette implantation soit compatible avec les contraintes de tenue mécanique de l'assemblage combustible et de son comportement thermo- hydraulique. C'est ainsi que, pour combattre l'augmentation du rapport de modé- ration, les tubes-guides 8 reçoivent les grappes de crayons fertiles qui lors de leur insertion permettent de diminuer le volume de modérateur dans le coeur ainsi équipé autorisant de la sorte un taux de conversion élevé de l'uranium 238 contenu dans les grappes fertiles et dans les crayons fissi- les en Uranium 235 ou plutonium 239. Les tubes-guides 8 des assemblages combustibles 5 sont destinés à recevoir les grappes de crayons absorbants permettant le pilotage du réac- teur nucléaire. Sur-la figure 2a on a représenté une disposition d'un coeur de-ré- acteur 9 constitué d'assemblages combustibles qui, selon la présente inven- tion, viennent se placer de la même manière que les assemblages 4, 5 et 6 du coeur précédemment décrits dans le réflecteur lourd 3 fixé à l'enveloppe de coeur 2. Comme on le voit sur la figure 2a seuls deux types d'assemblages de forme prismatique à section hexagonale de même dimension que les assema- blages 4, 5 et 6 sont disposés à l'intérieur du cloisonnement. Chacun des assemblages 10 et 11 sont équipés, comme dans le cas précédemment décrit et aux mêmes emplacements dans les mailles constituant le réseau des crayons 12 identiques aux crayons 7, de tubes-guides 13 rece- vant soit des grappes de crayons fertiles pour les assemblages 11 soit des grappes de crayons absorbants pour les assemblages 10. De cette manière, l'introduction des grappes fertiles dans les tu- bes-guides 13 des assemblages 11 provoque une diminution du volume du modé- rateur dans le coeur et permet ainsi un fonctionnement du réacteur identi- que à celui décrit dans la demande de brevet français 82-18011 de la Société FRAMATONE pratiquant ainsi un durcissement local du spectre des neu- trons. Comme on peut le voir sur la figure 2b ce durcissement local est rendu nécessaire par le fait que les assemblages 11 sont définis pour être utilisés dans le spectre des neutrons thermiques lorsque les grappes ferti- les sont extraites des tubes-guides 13. Selon la présente invention, de façon à ce que le rapport de modé- ration soit compatible avec un mode conventionnel de fonctionnement dans le spectre des neutrons thermiques les assemblages-10 et 11 comportent, dans la maille du réseau des crayons, des emplacements 14 desquels ont été ex- traits de façon homogène une partie des crayons fissiles 12. Par cette extraction de crayons fissiles on définit ainsi des as- semblages combustibles 10 et 11, de même dimension que les assemblages 4, 5 et 6 de la disposition précédente, mais dont le rapport de modération a été augmenté leur permettant ainsi d'entretenir la réaction de fission dans le spectre d'énergie des neutrons thermiques. Les emplacements 14 vides de crayons fissiles peuvent toutefois être équipés de gaines, identiques aux gaines des crayons 12, contenant de l'eau de façon à ce que le bilan hydraulique de l'assemblage 11 soit identi- que au bilan hydraulique de l'assemblage 4 c'est-à-dire que ces deux assem- blages soient identiques sur le plan des pertes de charge du réfrigérant les traversant. On peut de même imaginer que les gaines pleines d'eau ne compor- tent pas à leurs extrémités des bouchons de fermeture mais qu'elles se pré- sentent sous la forme de tubes ouverts permettant leur remplissage par le réfrigérant même du réacteur. Selon la présentee invention on s'aperçoit donc qu'il devient pos- sible d'exploiter un même réacteur nucléaire selon le mode de fonctionne- ment choisi. C'est ainsi que l'on peut envisager, dans un but de réduction de la quantité de plutonium nécessaire à la première charge d'un réacteur sous- modéré, d'effectuer un ou plusieurs cycles de fonctionnement A l'aide d'un coeur conventionnel utilisant des grappes fertiles comme moyen de variation de spectre et de durcissement local du flux de neutrons pendant une partie de ces cycles. De cette manière et à titre d'exemple non limitatif le procé- dé de la présente invention permet à un exploitant de choisir ou définir une séquence d'exploitation d'un réacteur nucléaire dont les constituants composant le coeur sont soit identiques pour le cloisonnement soit compati- bles sur le plan dimensionnel pour les assemblages en effectuant les étapes suivantes: L'on procède au chargement d'un coeur 9 composé d'assemblages com- bustibles 10 et 11, après fermeture du couvercle de cuve, les grappes ferti- les et absorbantes sont enfoncées dans les tubes-guides 13, l'on commande alors par extraction des grappes absorbantes le démarrage de la réaction de fission. Pendant un cycle de huit mois le réacteur fonctionne alors selon le mode par lequel le spectre est durci localement et la matière fertile contenue dans les grappes ainsi que les traces d'uranium 235 contenues dans les crayons fissiles 12 se transforment en matière fissile. Les grappes fertiles sont à ce terme extraites et pendant une pé- riode de deux mois le réacteur fonctionne dans un spectre d'énergie des neu- trons thermiques en utilisant une partie de la matière fissile produite. Après arrêt du réacteur, on peut alors choisir un nouveau cycle identique en remplaçant une partie des assemblages 10 et 11 par des assem- blages 10 et 11 neufs de façon conventionnelle. On peut toutefois choisir lors de cet arrêt un mode de fonctionnement différent. C'est ainsi que, soit pour permettre une production plus importan- te de matière fissile soit pour utiliser des assemblages combustibles à fai- ble enrichissement en matière fissile, soit enfin pour économiser sur le cy- cle de la matière première que constitue l'uranium, l'on procédera au char- gement d'un coeur I en remplaçant tout ou partie des assemblages 10 et 11 par des assemblages 4, 5 et 6 permettant après fermeture de la cuve et dé- marrage de la réaction de fission un fonctionnement selon un mode à taux de conversion élevé. L'invention ne se limite pas au mode de fonctionnement qui a été décrit mais à tout type de réacteur à eau légère comportant des grappes de variation de spectre neutronique. REVENDICATIONS 1.- Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, caractérisé par le fait qu'en vue de permettre l'utilisation du réacteur selon un mode de fonctionnement à taux de conversion élevé permettant une production de matière fissile ou selon un mode de fonctionnement en varia- tion de spectre permettant de réaliser une économie sur la consommation du combustible, l'on effectue, lors des arrêts des cycles de fonctionnement, le remplacement d'au moins une partie des assemblages constituant le coeur par des assemblages répondant au mode' de fonctionnement choisi. 2.- Procédé d'exploitation selon la revendication 1, caractérisé en ce que le fonctionnement à taux de conversion élevé est réa- lisé à l'aide d'un coeur constitué par des assemblages combustibles dont le pas entre les crayons permet la substitution de certains de ces crayons par des tubes-guides recevant des grappes de crayons fertiles permettant de di- minuer le volume de modérateur dans le coeur. 3.- Procédé d'exploitation selon les revendications 1 et 2, caractérisé en ce que le fonctionnement en variation de spectre est réalisé à l'aide d'un coeur constitué par des assemblages combustibles de mêmes di- mensions que les assemblages permettant le fonctionnement à taux de conver- sion élevé et dans lesquels une partie des crayons fissiles constituant l'assemblage a été extraite afin d'augmenter le rapport de modération du coeur. 4.- Procédé d'exploitation selon la revendication 3, caractérisé par le fait que la partie de crayons fissiles extraite est remplacée par des crayons de même dimension, contenant de l'eau 'fin de participer au bilan thermohydraulique du coeur. 5.- Procédé d'exploitation selon les revendications 3 et 4, caractérisé en ce que les assemblages combustibles comportent des tubesgui- des aux mêmes emplacements que ceux pratiqués pour les assemblages combusti- bles permettant le fonctionnement à taux de conversion élevé, de manière à recevoir des grappes de crayons fertiles réalisant ainsi un durcissement lo- cal du spectre pendant une partie du cycle.