Brevet FR2592516A2 — publié le 19870703

FR 2592516 A2 19870703 FR 8519404 A 19851230 Procédé d'exDloitation d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire A variation de spectre utilisant des arappes de déplacement d'eau L'invention concerne les réacteurs nucléaires modérés et refroidis par de l'eau légère et, plus parti- culièrement, les réacteurs exploités suivant un procédé qui comporte, avant une phase de fonctionnement avec un spectre d'énergie des neutrons qui est sensiblement thermique, une première phase avec un spectre d'énergie des neutrons décalé vers les énergies élevées, alors que la réactivité du combustible nucléaire utilisé est im- portante. Le brevet principal décrit et revendique un procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère comportant un coeur consti- tué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère dont on effectue le remplacement au moins partiel à des intervalles de temps déterminés, correspondant à des cycles de fonctionnement du réacteur, dans lequel on introduit des barres de variation du spectre d'énergie des neutrons & l'intérieur du coeur, barres constituées en un matériau absorbant les neutrons à faible énergie, dans une première phase du cycle de façon à diminuer le rapport entre le volume de modérateur et le volume de matériau fissile dans le coeur et à déplacer le spectre d'énergie des neutrons vers les hautes énergies, et dans lequel on extrait les barres de déplacement du spectre dans une seconde phase du cycle. Le matériau des barres de variation du spectre contient au moins un composant fertile susceptible de se transformer en matériau, fissile sous l'effet du bombar- dement neutronique. Suivant le brevet principal, ce matériau peut contenir de l'oxyde d'uranium appauvri en uranium 235. La capture des neutrons par l'uranium 238 cons- tituant le composant fertile donne naissance à du plutonium qui peut ensuite être extrait par retraitement des barres de variation du spectre. Etant donné que ces barres ne séjournent dans le coeur du réacteur que pendant la première phase du cycle et sont ensuite extraites dans les internes supérieurs du coeur, leur irradiation moyenne lors du déchargement, à l'issue d'un cycle de fonctionnement, est beaucoup plus faible que celle des assemblages combustibles. En conséquence, le plutonium contenu dans ces barres comporte une propor- tion d'isotopes fissiles (Pu 239 et Pu 241) nettement supérieure à celle du plutonium provenant du combus- tible. Le procédé d'exploitation suivant le brevet principal est donc susceptible de donner naissance à un risque de prolifération, du fait que la construction d'une usine d'extraction par voie chimique pose beaucoup moins de problèmes techniques et économiques que celle d'une usine de séparation isotopique. L'utilisation de thorium comme matériau fertile, au lieu d'uranium appauvri soulève sensiblement les mêmes problèmes, puisque le thorium 232 produit, par absorption neutronique, de l'uranium 233 qui est égale- ment fissile et peut être séparé du thorium par extrac- tion chimique. L'invention vise notamment à réduire le risque de prolifération que présente l'exploitation des réac- teurs à variation de spectre utilisant des barres de matériau fertile pour réduire la quantité d'eau modé- ratrice dans le coeur lors d'une première phase du cycle de fonctionnement. Dans ce but, l'invention propose notamment un procédé du genre ci-dessus défini dans lequel le maté- riau fertile des barres de variation de spectre comprend un mélange de thorium et d'uranium appauvri, avantageu- sement avec une teneur en uranium par rapport à l'ensemble de l'uranium et du thorium comprise entre 5 et 20% en poids. Dans la pratique, on utilisera fréquemment un uranium appauvri provenant du retraitement du combus- tible irradié, ayant une teneur résiduelle en U235 de 0,2%, alors que le matériau contenu dans les assemblages combustible est de l'uranium enrichi à 4,2% en poids d'uranium 235. Une partie de l'uranium 235 peut être remplacée par du plutonium, ce qui permet d'utiliser un uranium ayant une teneur en U235 peu supérieure à sa teneur naturelle. L'uranium et le thorium doivent être intimement mélangés dans les barres pour éviter qu'il ne soit possible de les séparer physiquement, ce qui peut être fait en utilisant des pastilles d'oxydes mixte d'uranium et de thorium ou des pastilles frittées d'oxydes d'uranium et de thorium. Du fait de la présence de l'uranium 238, il n'est plus possible d'isoler par voie chimique l'uranium 233 fissile du matériau fertile irradié. Et, du fait que l'autoprotection du plutonium 239 dans les barres de variation de spectre sera beaucoup plus faible lorsque la teneur en uranium de ces barres est faible, la composition isotopique du plutonium obtenue pour les taux d'irradiation habituels comportera une proportion accrue de Pu 240 et Pu 242 qui sont des poisons neutro- niques dégradant ainsi le plutonium. En général, il suffira de réduire la teneur en uranium appauvri à 10% environ. Si cependant on souhaite dégrader encore davantage la qualité du plutonium, on peut descendre à des teneurs plus faibles, jusqu'à 5% par exemple ou même au-delà. Pour une teneur de 5%, la proportion d'uranium 233 par rapport à l'uranium 238 résiduel reste suffisam- ment faible pour que sa qualité ne pose pas de problèmes de prolifération. Par ailleurs, il est important de noter que la réduction de la teneur en uranium se traduit par une conversion d'une fraction plus importante des noyaux d'U238 en plutonium fissile, du fait d'une autoprotec- tion plus réduite. Dans de nombreux cas, le taux de conversion en Pu 239 est doublé, ce qui constitue un résultat éminemment favorable. L'invention propose également un réacteur permettant de mettre en oeuvre le procédé qui vient d'être défini, caractérisé en ce que les barres de variation de spectre sont constituées chacune par un faisceau de crayons déplaçables dans des tubes guides équipant un assemblage combustible, chaque crayon con- tenant du matériau fertile constitué par un mélange d'uranium appauvri en isotopes 235 et de thorium, la teneur en uranium appauvri étant inférieure à 20%. La teneur en uranium appauvri sera choisie en fonction de divers paramètres, notamment le taux d'irradiation atteint lors de l'extraction des barres de variation de spectre, l'appauvrissement de l'uranium utilisé et la dégradation du plutonium recherchée. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit d'un mode particulier de réali- sation, donné & titre d'exemple non limitatif, et de la comparaison qui en est faite-avec l'art antérieur. On décrira l'invention dans son application à un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau sous pression, qui peut avoir la constitution générale dé- crite dans le document FR-A-2 535 508. Le coeur d'un tel réacteur est constitué d'assemblages combustibles juxta- posés reposant sur une plaque inférieure de coeur et surmontés par des équipements internes supérieurs. Chaque assemblage comporte un faisceau de crayons de combustible répartis aux noeuds d'un réseau régulier, qui peut être carré ou triangulaire. Dans le premier cas, l'assemblage aura généralement une section carrée, dans le second cas une section hexagonale. En certains des noeuds du réseau, les crayons de combustible sont remplacés par des tubes guides dans lesquels peuvent coulisser des crayons appartenant soit à des grappes de commande, soit à des grappes de variation de spectre, chaque grappe pouvant être considérée comme une barre. Les grappes sont déplaçables entre une position o les crayons sont insérés dans le coeur et une position o ils sont dans les internes supérieurs par des mécanismes de commande placés dans des tubes sous pression traver- sant le couvercle de la cuve du réacteur. Dans un mode avantageux de réalisation, certains seulement des assemblages (un sur deux dans le cas du document FR-A- 2 535 508) sont équipés à la fois d'une grappe de com- mande et d'une grappe de variation de spectre. Les tubes guides des autres assemblages sont fermés par des bou- chons. Les mécanismes de commande peuvent être du genre décrit dans le document FR-A-2 537 764. Du fait qu'un assemblage sur deux seulement est équipé de grappes, on réduit notablement le nombre des pénétrations néces- saires. Les crayons des grappes de commande contiennent un poison neutronique, c'est-à-dire un matériau donnant lieu à une absorption parasite de neutrons, sans émis- sion de neutrons ou formation de matériau fissile. Les crayons des grappes à variation de spectre contiennent au contraire un matériau fertile, c'est-à-dire compor- tant une proportion élevée d'isotopes pouvant donner naissance à des noyaux fissiles par absorption de neutrons. Le brevet principal décrit un procédé d'ex- ploitation d'un tel réacteur. Les crayons de combustible sont constitués par de l'uranium enrichi en isotope 235 de façon que le coeur présente une réactivité largement excédentaire lorsque le taux de modération est tel que les neutrons sont thermalisés. Les barres de variation de spectre de ce réacteur connu, barres constituées chacune par une grappe de crayons contenant de l'oxyde d'uranium appauvri en isotope 235 par rapport à la composition isotopique naturelle, sont maintenues dans le coeur pendant une première phase du cycle de fonctionnement, puis extraites. Dans ces conditions, si le combustible contenu dans les crayons est initialement constitué par de l'oxyde d'uranium enrichi à 4,2% en poids d'U235, alors que les grappes de variation de spectre contiennent de l'oxyde d'uranium ayant une teneur une teneur de 0,2% en U235, le taux d'irradiation du matériau fertile lors du retrait des grappes est d'environ 10 000 MWJ/T. Le rapport du nombre de noyaux de Pu239 par rapport au nombre de noyaux de U238 initial est de 0,7%. La compo- sition isotopique après irradiation, exprimée en pour- centage du nombre total de noyaux lourds dans l'état final du matériau combustible, est la suivante: U235 0,1% Pu238 0,4% U236 Pu239 70,2% U238 99,9% Pu240 15,0% Pu241 12,0% Pu242 2,4% URANIUM PLUTONIUM On voit que les isotopes fissiles du plutonium (239 et 241), séparables de l'uranium par voie chimique, représentent 82% du plutonium formé. Conformément à 1 'invention, on dégrade la qualité de ce plutonium en augmentant sa richesse en isotopes 240 et 242 qui constituent des poisons, aux dépens des isotopes 239 et 240, en constituant le maté- riau fertile par un mélange d'uranium et de thorium. Il est important de relever que cette modifica- tion de la constitution des grappes fertiles ne change pas sensiblement les caractéristiques du combustible après une irradiation moyenne de 25000 MWJ/T calculée sur l'ensemble du coeur, au bout de laquelle on extrait les grappes de variation de spectre du coeur. Mais on modifie la composition isotopique dans le matériau fertile. Dans le cas o ce matériau fertile est consti- tué d'un mélange d'oxyde d'uranium, encore appauvri à 0,2%, dispersé dans de l'oxyde de thorium, les compo- sitions isotopiques sont les suivantes après une irradiation de 10000 MWJ/T du matériau fertile: U233 11,8% Pu238 0,2% U235 0,3% Pu239 65,2% U234 1,3% Pu240 13,4% U236 Pu241 16,6% U238 86,6% Pu242 4,6% URANIUM PLUTONIUM On constate que la teneur en isotopes fissiles du plutonium est descendue à 81,8% et que, corrélati- vement, la teneur en poison atteint 18%. De plus, la quantité de plutonium qui est susceptible d'être extrait d'un crayon a notablement diminué puisque le rapport entre le nombre de noyaux de Pu239-Pu241 et le nombre de noyaux lourds initiaux est passé de 0,8% à 0,2%. La dégradation du plutonium peut d'ailleurs être encore accrue en diminuant encore la teneur en uranium appauvri. Cette dégradation est sans inconvénient pour des usages civils, d'autant plus que la diminution de la teneur en uranium appauvri présente l'avantage de réduire l'autoprotection de l'uranium 238, ce qui aug- mente le taux de conversion de U238 en Pu239. Ce dernier atteint, dans l'exemple donné plus haut, 1,9%, au lieu de 0,7% dans le cas d'uranium appauvri utilisé seul. Enfin, on constate également que la teneur des crayons de variation de spectre en isotopes fissiles de l'uranium (essentiellement U233) reste suffisamment faible pour ne pas créer de risque de prolifération. Dans la pratique, la teneur minimum en uranium appauvri utilisable pour la mise en oeuvre de l'invention sera celle nécessaire pour que le rapport isotopique U233/U238 dans les crayons de variation de spectre reste insuffisante pour le rendre inutilisable dans la pra- tique par une teneur en U238 dépassant 2%. Il va sans dire que les barres de variation de spectre peuvent également contenir une très faible teneur en poison consommable destiné à absorber, au cours d'une faible fraction initiale de fonctionnement, la réactivité excédentaire du coeur. REVENDICATIONS 1. Procédé d'exploitation d'un réacteur nuclé- aire modéré et refroidi par de l'eau légère comportant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère dont on effectue le remplace- ment au moins partiel à des intervalles de temps déter- minés, correspondant à des cycles de fonctionnement du réacteur, dans lequel on introduit des barres de varia- tion du spectre d'énergie des neutrons à l'intérieur du coeur, barres constituées en un matériau absorbant les neutrons à faible énergie, dans une première phase du cycle de façon à diminuer le rapport entre le volume de modérateur et le volume de matériau fissile dans le coeur et à déplacer le spectre d'énergie des neutrons vers les hautes énergies, et dans lequel on extrait les barres de déplacement du spectre dans une seconde phase du cycle, caractérisé en ce que ledit matériau fertile des barres de variation de spectre comprend un mélange de thorium et d'uranium appauvri. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la teneur en uranium par rapport à l'ensemble de l'uranium et du thorium est comprise entre 5 et 20% en poids. 3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que la teneur en uranium et d'environ 10% en poids. 4. Procédé selon la revendication 1, 2 ou 3, caractérisé en ce que l'uranium appauvri a une teneur résiduelle en U235 de 0,2%, alors que le matériau con- tenu dans les assemblages combustible est de l'uranium enrichi à 4,2% en poids d'uranium 235, éventuellement remplacé pour partie par du plutonium. 5. Réacteur permettant de mettre en oeuvre un procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que les barres de variation de spectre sont constituées chacune par un faisceau de crayons déplaçables dans des tubes guides équipant un assemblage combustible, chaque crayon contenant du matériau fertile constitué par un mélange d'uranium appauvri en isotopes 235 et de tho- rium, la teneur en uranium appauvri étant inférieure à %. 6. Réacteur selon la revendication 5, carac- térisé en ce que l'uranium et le thorium sont à l'état de pastilles d'oxydes mixte d'uranium et de thorium ou de pastilles frittées d'oxydes d'uranium et de thorium. 7. Réacteur selon la revendication 5 ou 6, caractérisé en ce que les barres de variation de spectre sont constituées par des grappes de crayons déplaçables dans des tubes guides d'un assemblage équipé de la grappe entre une position basse o les crayons sont insérés dans le coeur et une position o ils sont dans les internes supérieurs. 8. Réacteur selon la revendication 7, caracté- risé en ce qu'un assemblage du coeur sur deux est équipé à la fois d'une grappe de commande et d'une grappe de variation de spectre.