Brevet FR2744278A1 — publié le 19970801

PROCEDE POUR LE TRANSPORT EN SECURITE D'UNE MATIERE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE La présente invention concerne un procédé pour le transport en sécurité d'une matière combustible nucléaire alors que la quantité stockée de la matière combustible nucléaire dans un conteneur de transport doit rester inférieure à un niveau critique, même si la quantité augmente au-delà de la quantité conventionnelle sans modification de la structure, de la matière et des dimensions du conteneur de transport et du fût de stockage du combustible, qui doivent être utilisés de manière conventionnelle. Par convention, une matière combustible nucléaire doit être transportée en étant stockée par petites fractions dans une pluralité de fûts de stockage de combustible nucléaire, lesquels sont logés empilés en série le long de l'axe central vertical d'une cuve intérieure d'un conteneur de transport comprenant la cuve intérieure ayant un corps de forme cylindrique fermé à sa partie inférieure, un matériau isolant pour absorber et isoler de la chaleur et des chocs extérieurs, lequel matériau est placé autour de la cuve intérieure pour protéger celle-ci, une cuve extérieure de forme cylindrique fermée à sa partie inférieure, qui reçoit la cuve intérieure et le matériau isolant et des couvercles pour fermer les orifices supérieurs des deux cuves. Actuellement, la masse de matière combustible nucléaire stockée dans un conteneur de transport est limitée en fonction de la quantité de matière de fission nucléaire incluse, de manière que la quantité de matière combustible nucléaire pouvant être stockée dans le conteneur de transport n'atteigne pas la quantité critique. Autrement dit, la quantité est limitée de manière que le coefficient de mutiplication effective des neutrons par conteneur de transport soit inférieur à une valeur prescrite de 0,95. Par suite, pour transporter une matière combustible nucléaire ayant un enrichissement particulièrement grand, cette matière combustible nucléaire doit être transportée tout en respectant la limitation de masse imposée à la matière combustible nucléaire stockée globalement en réduisant le nombre des fûts de stockage de combustible nucléaire dans le conteneur de transport pour limiter la quantité stockée de matière combustible nucléaire contenue dans les fûts servant à stocker cette matière en petites fractions. Plus précisément, indépendamment du fait que s'il n'y avait pas de limitation de la masse critique d'une matière combustible nucléaire transportée, un seul fût de stockage serait prévu avec un volume capable de stocker environ 26 kg de combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium, et que trois fûts de stockage pourraient être logés dans un seul conteneur de transport, si l'enrichissement du combustible nucléaire est d'environ 4,9 %, 17 kg seulement de ce combustible devraient être stockés dans chacun des fûts puisque la quantité de combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium dans le conteneur de transport est globalement limitée à environ kg de façon que le coefficient de mutiplication effective des neutrons par cuve de transport passe au-dessous de la valeur prescrite. Il en résulte que seulement deux fûts de stockage de combustible nucléaire peuvent être stockés dans le conteneur de transport. Par conséquent, suivant ce procédé de transport avec limitation de masse, pour transporter du combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium dont l'enrichissement, ces dernières années, se situe entre 4 % ou plus et moins de 5 %, il faut augmenter le nombre des conteneurs de transport et donc augmenter considérablement les frais de transport. Cependant, un procédé a été adopté comme moyen pour augmenter la quantité de fûts de stockage de combustible nucléaire contenus dans le conteneur de transport, tout en maintenant la matière combustible nucléaire au-dessous du niveau critique, selon lequel on utilise des fûts de stockage du combustible nucléaire ayant chacun un diamètre défini de manière que le combustible n'atteigne pas l'état critique suivant l'enrichissement du combustible nucléaire à base d'oxyde d'uranium, et la cuve intérieure d'un conteneur de transport est cloisonnée par des plaques absorbant les neutrons placées dans des plans parallèles à l'axe central vertical du conteneur de transport pour contenir ainsi les fûts de stockage du combustible dans la cuve intérieure du conteneur de transport. Mais, selon ce procédé, non seulement le volume destiné à loger les fûts de stockage du combustible nucléaire dans le conteneur de transport conventionnel est réduit, mais la structure et la forme du fût conventionnel de stockage doit être modifiée et par conséquent, les fûts de stockage de combustible nucléaire existants qui ont été utilisés de manière conventionnelle, doivent être abandonnés et des fûts de stockage de combustible nucléaire appropriés doivent être conçus de manière nouvelle, ce qui n'est pas du tout économique. L'objet de la présente invention est de proposer un procédé de transport d'une matière combustible nucléaire capable d'augmenter la quantité de stockage de la matière combustible nucléaire à l'intérieur d'un conteneur de transport en abaissant le coefficient de multiplication effective des neutrons jusqu'à une valeur égale ou inférieure à une valeur prescrite en disposant des plaques formant cloisons ayant un effet d'absorption des neutrons entre une pluralité de fûts de stockage de combustible nucléaire, dans lesquels la matière combustible nucléaire est stockée, ou à l'intérieur de chacun des fûts de stockage pour transporter la matière combustible nucléaire. Pour atteindre l'objet défini ci-dessus, selon la présente invention, il est proposé un procédé pour transporter une matière combustible nucléaire dans lequel, pendant le transport de cette matière à l'aide d'une pluralité de fûts de stockage à l'intérieur desquels la matière combustible nucléaire est stockée, empilés en série le long de l'axe vertical d'un conteneur de transport ayant sensiblement une forme cylindrique fermée en partie inférieure, des plaques absorbantes contenant un composant absorbant les neutrons sont intercalées entre les fûts de stockage dans des plans perpendiculaires à l'axe vertical du conteneur de transport, les plaques absorbant les neutrons étant disposées sur la face supérieure ou sur la face inférieure des couvercles des fûts de stockage, ou posées sur les parties intérieures inférieures des fûts. La figure 1 est une vue en perspective d'une plaque absorbant les neutrons utilisée dans le procédé de la présente invention; la figure 2 est une vue en coupe d'un premier mode de réalisation d'un conteneur de transport mettant en oeuvre le procédé de la présente invention; la figure 3 est une vue en coupe d'un second mode de réalisation d'un conteneur de transport mettant en oeuvre le procédé de la présente invention et la figure 4 est une vue en coupe d'un troisième mode de réalisation d'un conteneur de transport mettant en oeuvre le procédé de la présente invention. Une description est donnée ci-dessous de la présente invention en référence aux dessins annexés. Le conteneur de transport utilisé dans la présente invention est composé d'une cuve intérieure 1 comprenant un corps principal la de forme cylindrique, fermé à sa partie inférieure, qui stocke une matière combustible nucléaire et un couvercle l b pour fermer l'orifice supérieur du corps principal, d'un matériau isolant 2 servant d'écran contre la chaleur extérieure, qui entoure la cuve intérieure 1 en la protégeant, d'une cuve extérieure 3 comprenant un corps principal 3a de forme cylindrique fermé à sa partie inférieure, dans laquelle sont logés la cuve intérieure 1 et le matériau isolant 2, et un couvercle 3b pour fermer l'orifice supérieur du corps principal, sur la face duquel on place un matériau isolant 2a, et d'une pluralité de fûts 5 de stockage du combustible nucléaire stockant chacun un combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium 4, I'orifice supérieur de chaque fût étant fermé par un couvercle 5a, les fûts 5 étant empilés en série dans le conteneur intérieur 1 le long de l'axe central vertical de la cuve intérieure 1. Conformément à la présente invention, des plaques 6 absorbant les neutrons, représentées sur la figure 1, séparées et indépendantes du conteneur de transport et des fûts 5 de stockage du combustible nucléaire, contenant un composant pour absorber les neutrons, transportables et amovibles, sont disposées sous forme de cloisons entre les fûts 5 en étant intercalées dans la pile des fûts 5 et dans des plans perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport. Plus précisément, les plaques 6 absorbant les neutrons peuvent être montées sur la face supérieure des couvercles 5a des fûts 5 de stockage du combustible nucléaire, comme l'indique la figure 2, ou bien les plaques 6 peuvent être installées sur la face inférieure des couvercles 5a des fûts 5, et au-dessus du combustible 4 comme l'indique la figure 3, ou encore les plaques 6 peuvent être posées sur les parties intérieures inférieures des fûts et, dans ce cas, le combustible 4 peut être chargé par dessus et les couvercles 5a peuvent être montés comme l'indique la figure 4. En outre, la plaque 6 absorbant les neutrons est conformée et usinée en forme de plaque circulaire ayant une épaisseur de 3 mm ou plus, et de préférence comprise entre 3 et 6 mm, et un diamètre compris entre 260 et 300 mm. Elle est en acier inoxydable 18Cr8Ni contenant un composant pour absorber les neutrons, par exemple 0,8 % ou plus de bore, ou bien du cadmium métallique. Selon l'agencement de la présente invention, (a) les plaques absorbant les neutrons cloisonnant les fûts de stockage du combustible nucléaire sont disposées dans des plans perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport, grâce à quoi les neutrons contenus dans les fûts de stockage du combustible nucléaire sont absorbés et isolés, la quantité de matière combustible nucléaire qui peut être stockée dans chacun des fûts peut être augmentée même lorsque le combustible contient une matière de fission nucléaire enrichie à 4 % ou plus et à moins de 5 % et la quantité stockée de combustible nucléaire à base d'oxyde d'uranium par conteneur de transport peut être augmentée, et (b) les plaques absorbant les neutrons sont formées et usinées séparément et indépendamment du conteneur de transport et des fûts de stockage de manière à pouvoir être disposées dans des plans perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport, grâce à quoi le quantité stockée peut être augmentée sans modifier ni remodeler les structures, les matières et les formes du conteneur conventionnel de transport et des fûts conventionnels de stockage du combustible nucléaire. Ainsi, la matière combustible nucléaire peut être transportée de manière économique en installant les plaques absorbant les neutrons dans le conteneur de transport, tout en utilisant les conteneurs conventionnels de transport et les fûts conventionnels de stockage de combustible nucléaire qui n'ont en eux-mêmes aucun moyen pour absorber les neutrons. Des modes de réalisation de la présente invention sont donnés ci- dessous. Mode de réalisation N 1: Des plaques absorbant les neutrons réalisées en acier inoxydable 18Cr8Ni contenant 0,8 % de bore, ayant une épaisseur de 4 mm et un diamètre de 280 mm ont été disposées de manière à se placer sur les faces supérieures respectives des couvercles de trois fûts de stockage de combustible nucléaire (ayant un volume intérieur capable de stocker 26 kg d'une matière combustible nucléaire), qui sont logés dans un conteneur de transport de forme cylindrique fermé en partie inférieure, en étant empilés en série le long de l'axe central vertical et à l'intérieur desquels un combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium ayant un enrichissement d'environ 4,9 % est stocké, ces plaques sont perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport comme l'indique la figure 2. Il en est résulté un coefficient de multiplication effective des neutrons de 0,901 et la quantité de combustible nucléaire enrichi n'a donc pas atteint la quantité critique. Mode de réalisation N 2: Des plaques absorbant les neutrons réalisées en cadmium métallique, ayant une épaisseur de 4 mm et un diamètre de 285 mm ont été placées sur du combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium en étant disposées sur l'intérieur des couvercles respectifs de trois fûts de stockage de combustible nucléaire (ayant un volume intérieur capable de stocker 26 kg de combustible nucléaire), lesquels étaient logés dans un conteneur de transport de forme cylindrique fermé en partie inférieure, en étant empilés en série le long de l'axe central vertical et à l'intérieur desquels du combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium ayant un enrichissement d'environ 4,9 % était stocké, les plaques étaient perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport comme l'indique la figure 3. Il en est résulté un coefficient de multiplication effective des neutrons de 0,899 et la quantité de combustible n'a pas atteint la quantité critique. Mode de réalisation NI 3: Des plaques absorbant les neutrons réalisées en acier inoxydable 18Cr8Ni contenant 0,8 % de bore, ayant une épaisseur de 4 mm et un diamètre de 270 mm on été placées sous du combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium sur les parties intérieures du fond de trois fûts de stockage du combustible nucléaire (ayant un volume intérieur capable de stocker 26 kg de combustible nucléaire), lesquels étaient logés dans un conteneur de transport de forme cylindrique fermé en partie inférieure, en étant empilés en série le long de l'axe central vertical et à l'intérieur desquels du combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium ayant un enrichissement d'environ 4,9 % était stocké, les plaques étaient perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport comme l'indique la figure 4. Il en est résulté un coefficient de multiplication effective des neutrons de 0,904 et la quantité de combustible n'a pas atteint la quantité critique. De cette façon, selon les modes de réalisation de la présente invention, pour le transport de fûts de stockage de combustible nucléaire destinés à stocker une matière combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium en étant empilés dans un conteneur de transport, même dans le cas o trois fûts stockant chacun environ 26 kg de matière combustible nucléaire enrichie à 4,9% ou plus et à moins de 5 % selon le volume intérieur, le coefficient de multiplication effective des neutrons par conteneur de transport peut être amené à une valeur inférieure à la valeur prescrite, et par conséquent, le coefficient de multiplication effective des neutrons peut être abaissé sans modifier la structure, les dimensions ou autres caractéristiques du conteneur de transport conventionnel et des fûts conventionnel de stockage du combustible nucléaire, grâce à quoi le conteneur de transport conventionnel et analogues peuvent être utilisés de manière économique. Comme indiqué ci-dessus, selon la présente invention, les fûts respectifs de stockage du combustible nucléaire sont cloisonnés par les plaques absorbant les neutrons, lesquelles sont indépendantes et séparées de la structure du conteneur et des fûts. Elle sont placées dans des plans perpendiculaires à I'axe central vertical du conteneur de transport et par conséquent les effets significatifs suivants peuvent être obtenus. (1) Dans le cas d'un combustible constitué d'oxyde d'uranium, même dans le cas o l'enrichissement en uranium de fission nucléaire est élevé, le combustible peut être transporté sans que la charge dépasse celle du cas conventionnel. (2) Lorsque les plaques absorbant les neutrons sont intercalées entre les fûts respectifs de stockage du combustible nucléaire à l'intérieur d'un conteneur de transport qui est actuellement utilisé en formant et en usinant les plaques absorbant les neutrons en forme de plaques, une augmentation de la quantité stockée de matière combustible nucléaire par conteneur de transport peut être obtenue sans aucune modification des structures, de la matière, ni des dimensions du conteneur conventionnel de transport, ni des fûts conventionnels de stockage du combustible nucléaire, et sans provoquer aucun gaspillage économique tel qu'une modification de la construction des éléments constituants et analogues, ni de changement de forme et analogues liés à de telles modifications. REVENDICATIONS 1. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire, dans lequel le transport de la matière combustible nucléaire se fait en empilant une pluralité de fûts (5) de stockage du combustible nucléaire à l'intérieur desquels la matière combustible nucléaire est stockée, dans un conteneur de transport (1) le long de l'axe central vertical du conteneur, de forme sensiblement cylindrique fermée en partie inférieure et des plaques (6) absorbant les neutrons contenant un composant pour absorber les neutrons sont intercalées dans ou entre les fûts respectifs (5) de stockage du combustible nucléaire et dans des plans perpendiculaires à l'axe central vertical du conteneur de transport (1). 2. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel les plaques (6) absorbant les neutrons sont placées sur les faces supérieures ou sur les faces inférieures des couvercles (5a) des fûts respectifs (5) de stockage du combustible nucléaire. 3. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel les plaques (6) absorbant les neutrons sont placées sur les parties intérieures inférieures des fûts respectifs (5) de stockage du combustible nucléaire. 4. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel chacune des plaques (6) absorbant les neutrons est réalisée avec une épaisseur de 3 mm ou plus et un diamètre de 260 à 300 mm. 5. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 4, dans lequel chacune des plaques (6) absorbant les neutrons est réalisée avec une épaisseur de 3 à 6 mm. 6. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel chacune des plaques (6) absorbant les neutrons est réalisée en acier inoxydable 18Cr8Ni contenant 0,8 % ou plus de bore. 7. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel chacune des plaques (6) absorbant les neutrons est réalisée en cadmium métallique. 8. Procédé de transport d'une matière combustible nucléaire selon la revendication 1, dans lequel le conteneur de transport comprend une cuve intérieure (1) constituée par un corps principal de forme cylindrique fermé en partie inférieure, avec un orifice supérieur fermé par un couvercle (lb) et une cuve extérieure (3) comprenant un corps principal de forme cylindrique fermé en partie inférieure, sur la face intérieure de laquelle est placé un isolant (2) entourant la cuve intérieure (1) et un couvercle (3b) dont une face est recouverte d'un matériau isolant (2a) pour fermer l'orifice supérieur du corps principal.