Brevet FR2712112A1 — publié le 19950512

La présente invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile d'un matériau combustible dans un assemblage combustible nucléaire, moyennant l'utilisation du matériau combustible contenant à la fois de l'uranium et du plutonium. L'art antérieur, proche de la présente invention, a été décrit dans un document Genshiryoku Kogyo, Vol. 31, N"4, page 9 - page 15 (1985). La technique décrite dans le document mentionné précédemment indique qu'une quantité de matière fissile (somme de l'uranium 235 et de plutonium fissile thermiquement) dans le matériau combustible est maintenue à une valeur constante fixée, en fonction de la teneur en uranium 235. Lors de la fabrication du matériau combustible contenant à la fois de l'uranium et du plutonium, on mélange, pour l'obtention du matériau combustible, du plutonium extrait de combustibles épuisés de réacteurs à eau légère et analogues, et de l'uranium, tel que de l'uranium de récupération extrait de combustibles épuisés de réacteurs à eau légère et analogues (teneur en uranium 235 environ 1,2 % en poids), de l'uranium naturel (teneur en uranium 235 environ 0,7 % en poids) ou de l'uranium appauvri produit par un processus d'enrichissement de l'uranium (teneur en uranium 235 environ 0,2 % en poids). Par conséquent, la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible varie d'une manière notable en fonction du type d'uranium que l'on choisit d'utiliser. La variation de la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible entraîne une variation de caractéristiques nucléaires de l'assemblage combustible, comme par exemple un facteur efficace de multiplication des neutrons, et autres. Étant donné que la variation de caractéristiques de l'assemblage combustible influe sur des intervalles de cycles de fonctionnement du coeur du réacteur, une surcharge de sortie, etc., qui réduit la variation à une valeur aussi faible que possible, est importante pour le fonctionnement du coeur du réacteur. C'est pourquoi, le but de la présente invention est de fournir un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile du matériau combustible dans l'assemblage combustible nucléaire pour réduire la variation des caractéristiques nucléaires, comme par exemple le facteur effectif de multiplication des neutrons, par modification de la quantité de matière fissile dans le matériau combustible en fonction de la teneur en uranium 235, compte tenu de valeurs nucléaires de l'uranium 235 et du plutonium fissile thermiquement. Selon un premier aspect, la présente invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible, caractérisé en ce que les barres de combustible sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium est modifiée en fonction de la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. Selon un second aspect, la présente invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire, caractérisé en ce que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium est choisie de telle sorte qu'un facteur effectif de multiplication des neutrons à un stade intermédiaire de la combustion et un facteur de forme de puissance locale lors de l'étape initiale de la combustion deviennent essentiellement égaux indépendamment de la teneur initiale en uranium 235. Selon un troisième aspect, l'invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible, caractérisé en ce que les barres de combustible sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans l'assemblage combustible contenant de l'uranium et du plutonium est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 présente dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. Selon un quatrième aspect, la présente invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible, caractérisé en ce que les barres de combustible sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible au niveau d'une couche intérieure et d'une couche intermédiaire dans l'assemblage combustible est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium, que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible au niveau d'une couche extérieure dans l'assemblage combustible est modifiée proportionnellement à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium et que la teneur moyenne en matière fissile dans l'assemblage combustible contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible dans toutes les couches de l'assemblage combustible est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. Selon un cinquième aspect, l'invention concerne un procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire, caractérisé en ce que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible au niveau de la couche extérieure dans l'assemblage combustible est réglée à une valeur inférieure à la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium dans n'importe laquelle des barres de combustible au niveau d'une couche intérieure et d'une couche intermédiaire dans l'assemblage combustible. D'autres caractéristiques et avantages de la présente invention ressortiront de la description donnée ci-après prise en référence aux dessins annexés, sur lesquels - la figure 1 représente une vue en coupe transversale schématique de l'assemblage combustible dans lequel est mis en oeuvre le procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible d'un assemblage combustible nucléaire conforme à la présente invention - la figure 2 est un graphique représentant la variation du facteur efficace de multiplication des neutrons de l'assemblage combustible représenté sur la figure 1, en fonction de la combustion; et - la figure 3 est un graphique représentant la variation du facteur efficace de multiplication des neutrons d'un assemblage combustible classique en fonction de la combustion. En se référant à des tableaux 1 et 2, indiqués ci-après, et aux figures 1-3, on va expliquer ci-après des modes de mise en oeuvre de la présente invention. Dans les tableaux et dessins indiqués précédemment, le tableau 1 et les figures 1 et 2 concernent l'assemblage combustible selon la présente invention, et le tableau 2 et la figure 3 concerne l'assemblage combustible de l'art antérieur et sont indiqués à titre de comparaison. La figure 1 représente une vue en coupe transversale horizontale d'un assemblage combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend 18 barres de combustible 1 dans la couche extérieure, 12 barres de combustible 2 dans la couche intermédiaire et 6 barres de combustible 3 dans la couche intérieure, à savoir au total 36 barres de combustible, et une barre 4 de support de l'assemblage combustible. Chacune des barres de combustible comprend une gaine tubulaire 5, et l'un quelconque des matériaux combustibles 6, 7, 8, qui est inséré dans la gaine tubulaire 5. Tableau 1 Teneur en Teneur en Pu (Puf) Teneur en matière fissi U-235 [% en poids] le (U-235+Puf) t% en [% en poids] poids] Combus- Combus- Combus- Combus- Combus- Combus tible tible tible tible tible tible des de la moyen des de la moyen couches cou- de couches cou- de inté- che l'as- inté- che l'as rieure exté- sem- rieure exté- sem & inter- rieure blage & inter- rieure blage médiaire médiaire 0,2 4,4 1,5 2,95 4,6 1,7 3,15 0,7 3,4 1,1 2,25 4,1 1,8 2,95 1,2 2,4 0,7 1,55 3,6 1,9 2,75 Tableau 2 Teneur en Teneur en Pu (Puf) Teneur en matière fissi U-235 [% en poids] le (U-235+Puf) [% en [% en poids] poids] Combus- Combus- Combus- Combus- Combus- Combus tible tible tible tible tible tible des de la moyen des de la moyen couches cou- de couches cou- de inté- che l'as- inté- che l'as rieure exté- sem- rieure exté- sem & inter- rieure blage & inter- rieure blage médiaire médiaire 0,2 3,9 1,6 2,75 4,1 1,8 2,95 0,7 3,4 1,1 2,25 4,1 1,8 2,95 1,2 2,9 0,6 1,75 4,1 1,8 2,95 Le tableau 1 indique la teneur en plutonium (teneur en plutonium thermiquement fissile (Puf) (Pu239,Pu-241)) et la teneur en matière fissile (quantité totale d'uranium-235 (U-235) et de plutonium thermiquement fissile (Puf)) dans le matériau combustible contenu dans chacune des barres de combustible dans l'assemblage combustible représenté sur la figure 1, qui indique une forme de réalisation de la présente invention. Le tableau 2 indique une teneur en plutonium et une teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenu dans chacune des barres de combustible dans l'assemblage combustible de l'art antérieur (un exemple du cas où la teneur en matière fissile est maintenue constante au moyen d'une modification de la quantité de plutonium introduite dans le mélange, en fonction de la teneur en uranium 245). Dans chacun des tableaux 1 et 2, ces cas sont représentés par la teneur en U-235 égale à 0,2 % en poids, 0,7 % en poids et 1,2 % en poids. Chacune des teneurs en U-235 indiquée précédemment représente respectivement de l'uranium appauvri produit à partir de processus d'enrichissement de l'uranium (teneur en uranium 235 : 0,2 % en poids), l'uranium naturel (teneur en uranium 235 : 0,7 % en poids, et l'uranium récupéré extrait d'un combustible épuisé à partir de réacteurs à eau légère, etc. (teneur en uranium 235 : environ 1,2 % en poids). Dans la forme de réalisation représentée sur la figure 1 de la présente invention, les teneurs en matière fissile sont ajustées, dans tous les cas, de manière à rendre équivalents, dans tous les cas, le facteur effectif de multiplication des neutrons à un stade intermédiaire de la combustion et le facteur de forme de puissance locale au stade initial de la combustion, la teneur en uranium en U-235, qui est égale à 0,7 % en poids, étant considérée comme une norme. Il en résulte que ce qui diffère de l'art antérieur illustré dans le tableau 2, c'est que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible diffère entre les différents cas, en fonction de la différence de la teneur en U-235 dans chaque cas. Le résultat indiqué précédemment est obtenu en raison du fait que la teneur en matière fissile est réglée en tenant compte de la différence des valeurs nucléaires de l'uranium 235 et du plutonium thermiquement fissile. En outre, non seulement la teneur en matière fissile dans le cas d'un matériau combustible moyen dans l'assemblage combustible, mais également la matière fissile dans les barres de combustible des différentes couches dans l'assemblage combustible diffèrent entre elles. Ceci est dû au fait qu'on règle la distribution de la matière fissile dans l'assemblage combustible en fonction de la teneur en U-235 pour obtenir des facteurs de forme de puissance locale égaux entre eux. Conformément au réglage de la distribution de la matière fissile de manière décrite précédemment, la fluctuation du facteur de forme de puissance locale en fonction de la variation de la teneur en U-232 peut être réduite et en outre on peut également obtenir une réduction de la variation dans les caractéristiques de rétroaction sur la réactivité. La figure 2 représente la variation du facteur effectif de multiplication des neutrons en fonction de la combustion dans l'assemblage combustible représenté dans le tableau 1 et sur la figure 1, qui concernent la présente invention. La figure 3 représente la variation du facteur effectif de multiplication des neutrons en fonction de la combustion dans l'assemblage combustible indiqué dans le tableau 2 et sur la figure 1, qui sont associés à l'art antérieur. Conformément au mode de mise en oeuvre de la présente invention illustré sur la figure 2, les facteurs effectifs de multiplication des neutrons dans tous les cas de teneurs différentes en U-235 sont rendus égaux à un stade intermédiaire de la combustion (ici on suppose que l'on a une combustion moyenne du coeur du réacteur d'environ 20 GWd/t à la fin du cycle, un réarrangement du combustible en 4 lots, et une combustion du combustible déchargé d'environ 30 GWd/t) et par conséquent des intervalles de cycles de fonctionnement du réacteur peuvent être maintenus constants sans modifier le nombre des assemblages combustibles déchargés, bien que la teneur en U-235 dans le matériau combustible puisse être modifiée. En outre, étant donné qu'on rend le facteur effectif de multiplication des neutrons égal lors de l'étape intermédiaire de la combustion, la différence entre les facteurs effectifs de multiplication des neutrons au stade initial de la combustion pour les différents cas devient inférieure à celle obtenue dans le cas de l'art antérieur illustré sur la figure 3, et la variation de la surcharge du nouvel assemblage combustible peut être maintenue à une valeur relativement faible. Au contraire, dans un exemple de l'art antérieur illustré sur la figure 3, le facteur effectif de multiplication des neutrons au stade intermédiaire dans le cas où la teneur en U-235 est égale à 0,2 % en poids, est inférieur à celui du cas standard (la teneur en U-235 est égale à 0,7 % en poids), et la teneur en matière fissile est réduite pour maintenir à une valeur constante les intervalles des cycles de fonctionnement du réacteur (la comparaison entre les tableaux 1 et 2 montre une déficience de 0,2 % en poids dans la moyenne de l'assemblage combustible), et les intervalles des cycles de fonctionnement du réacteur doivent être raccourcis si le nombre d'assemblages combustibles déchargés n'est pas modifié. En outre, dans le cas où la teneur en U-235 est égale à 1,2 % en poids, le facteur respectif de multiplication des neutrons à un stade intermédiaire de la combustion est supérieur à celui du cas standard (la teneur en U-235 est égale à 0,7 % en poids), et la teneur en matière fissile est excessive pour maintenir à une valeur constante les intervalles des cycles de fonctionnement du réacteur (la comparaison entre les tableaux 1 et 2 indique un excès de 0,2 % en poids dans la moyenne des assemblages combustibles), et le facteur effectif de multiplication des neutrons à un stade initial de combustion est nettement supérieur à celui du cas standard, et par conséquent le facteur de forme de puissance du nouvel assemblage combustible devient élevé. Conformément à la présente invention, on peut réaliser un assemblage combustible nucléaire apte à réduire une fluctuation des caractéristiques nucléaires, telles que le facteur effectif de multiplication des neutrons, au moyen d'un ajustement de la teneur en matière fissile en fonction de la teneur en U-235 dans le matériau combustible, compte tenu de la différence des valeurs nucléaires de l'uranium 235 et du plutonium thermiquement fissile. C'est pourquoi, dans le coeur de réacteur nucléaire chargé avec les assemblages combustibles nucléaires utilisés conformément à l'invention, on peut obtenir les caractéristiques du coeur du réacteur, telles que les intervalles des cycles de fonctionnement, les facteurs de formes de puissance, etc. dans des conditions fixées sans qu'elles soient affectées par une variation de la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible REVENDICATIONS 1. Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible (1,2,3), caractérisé en ce que les barres de combustible (1,2,3) sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible (6,7,8) contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium est modifiée en fonction de la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. 2. Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) d'un assemblage combustible nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) contenant de l'uranium et du plutonium est choisie de telle sorte qu'un facteur effectif de multiplication des neutrons à un stade intermédiaire de la combustion et un facteur de forme de puissance locale lors de l'étape initiale de la combustion deviennent essentiellement égaux indépendamment de la teneur initiale en uranium 235. 3. Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible (1,2,3), caractérisé en ce que les barres de combustible (1,2,3) sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible (6,7,8) contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans l'assemblage combustible contenant de l'uranium et du plutonium est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 présente dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. 4. Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) d'un assemblage combustible nucléaire comprenant une pluralité de barres de combustible (1,2,3), caractérisé en ce que les barres de combustible (1,2,3) sont remplies en partie ou en totalité par un matériau combustible (5,7,8) contenant à la fois de l'uranium et du plutonium de telle sorte que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (3,2) contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible au niveau d'une couche intérieure et d'une couche intermédiaire dans l'assemblage combustible est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium, que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6) contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible (1) au niveau d'une couche extérieure dans l'assemblage combustible est modifiée proportionnellement à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium et que la teneur moyenne en matière fissile dans l'assemblage combustible (6,7,8) contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible (1,2,3) dans toutes les couches de l'assemblage combustible est modifiée d'une manière inversement proportionnelle à la teneur en uranium 235 dans le matériau combustible contenant de l'uranium et du plutonium. 5. Procédé pour ajuster la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6,7,8) d'un assemblage combustible nucléaire selon l'une des revendications 3 ou 4, caractérisé en ce que la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (6) contenant de l'uranium et du plutonium dans les barres de combustible (1) au niveau de la couche extérieure dans l'assemblage combustible est réglée à une valeur inférieure à la teneur en matière fissile dans le matériau combustible (8,7) contenant de l'uranium et du plutonium dans n'importe laquelle des barres de combustible (3,2) au niveau d'une couche intérieure et d'une couche intermédiaire dans l'assemblage combustible.