Brevet FR2864328A1 — publié le 20050624

La présente invention concerne un procédé d'estimation du flux de neutrons rapides au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire. Ce flux de neutrons rapides est généralement dénommé flux hors co- tonne fissile (FHCF), la colonne fissile étant la zone de l'assemblage comprenant le combustible nucléaire. Un tel procédé d'estimation est particulièrement important pour la conception des assemblages combustibles pour réacteurs nucléaires, tels que les réacteurs à eau pressurisée (REP). On entend par neutrons rapides les neutrons issus de la fission du combustible nucléaire et dont l'énergie cinétique est par convention supérieure à 0,625eV. Pour chaque assemblage, les neutrons rapides, et notamment ceux d'énergie supérieure 1MeV, sont susceptibles de modifier la structure cristalline et de déformer les éléments de l'assemblage placés au- dessus et en dessous de son combustible nucléaire. Typiquement, ces éléments placés hors colonne fissile, c'est-à-dire longitudinalement à distance du combustible nucléaire, comprennent l'embout supérieur et ses ressorts d'appui sur la plaque supérieure de coeur, l'embout inférieur et la grille supérieure de maintien des crayons de combus- tible. L'endommagement et la déformation de ces éléments provoqués par les neutrons rapides doivent être pris en compte lors de leur conception afin de s'assurer qu'ils pourront supporter les conditions de fonctionnement du réacteur nucléaire. Jusqu'à présent, le flux de neutrons rapide hors colonne fissile était estimé en modélisant l'assemblage en milieu infini radialement et en supposant qu'il était soumis aux conditions nominales de fonctionnement du réacteur nucléaire. On affectait aux résultats ainsi obtenus des coefficients de sécurité avant de les prendre en compte pour valider la conception des différents éléments placés en dehors de la colonne fissile. Afin de garantir la bonne tenue à l'irradiation des éléments placés hors colonne fissile, les coefficients de sécurité étaient élevés, ce qui se traduisait par des dimensions, des masses et des coûts importants. Un but de l'invention est de résoudre ce problème en fournissant un procédé plus précis d'estimation du flux de neutrons rapides au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage pour réacteur nucléaire. A cet effet, l'invention a pour objet un procédé d'estimation du flux de neutrons rapides au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce que le procédé comprend une étape de prise en compte d'une valeur d'au moins un paramètre représentatif de l'environnement réel de l'assemblage dans le réacteur nucléaire en fonctionnement. Selon des modes particuliers de réalisation, le procédé peut corn- prendre l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prise(s) isolément ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles: - un paramètre est représentatif de la masse volumique réelle du fluide de modération circulant dans le réacteur nucléaire, - des paramètres sont relatifs à des assemblages voisins de l'assemblage considéré dans le réacteur nucléaire, - les assemblages voisins pris en compte sont les assemblages directement adjacents dans le réacteur nucléaire de l'assemblage considéré, - le procédé comprend une étape de simulation du fonctionnement du réacteur nucléaire afin de fournir une valeur évaluée d'au moins un paramè- tre représentatif de l'environnement réel de l'assemblage considéré, - l'étape de simulation comprend la fourniture de valeurs évaluées des puissances des assemblages voisins comme valeurs de paramètres représentatifs de l'environnement réel de l'assemblage considéré, - l'étape de prise en compte comprend une sous-étape de correction d'une valeur de référence du flux déterminée dans des conditions nominales de fonctionnement du réacteur nucléaire, en fonction de la ou des valeur(s) de paramètre(s) représentatif(s) de l'environnement réel de l'assemblage dans le réacteur nucléaire en fonctionnement, - la sous-étape de correction utilise au moins une valeur de coefficient de correction déterminée à partir de la valeur du paramètre représentatif de l'environnement réel fourni par l'étape de simulation et d'une base de don-nées associant des valeurs de paramètres représentatifs à des valeurs de coefficient de correction, l'étape de détermination de valeurs de référence du flux de neutrons rapides et la constitution de la base de données ont été réalisées en utilisant un même logiciel de calcul de transport de particules, et - le logiciel de calcul de transport de particules utilise la méthode de Monte Carlo. L'invention a également pour objet un procédé de conception d'assemblages de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend une étape d'utilisation de l'estimation du flux de neutrons rapides fourni par un procédé d'estimation tel que défini ci-dessus. Selon une variante, le procédé de conception comprend en outre des étapes de: - détermination de valeurs de paramètres physiques traduisant le comportement mécanique de l'assemblage dans le réacteur nucléaire en fonctionnement à partir de l'estimation du flux de neutrons rapides fourni par le procédé d'estimation, et - comparaison de ces valeurs de paramètres physiques à des valeurs limites prédéterminées. L'invention a en outre pour objet un système d'estimation du flux de neutrons rapides au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend des moyens de mise en oeuvre des étapes d'un procédé tel que défini ci-dessus. L'invention a également pour objet un système de conception d'assemblages de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractéri- sé en ce qu'il comprend des moyens de mise en oeuvre des étapes d'un procédé tel que défini ci-dessus. L'invention a en outre pour objet un programme d'ordinateur comprenant les instructions pour l'exécution des étapes d'un procédé tel que défini ci-dessus. L'invention a également pour objet un support utilisable dans un ordinateur et sur lequel est enregistré un programme tel que défini ci-dessus. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple, et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels: - la figure 1 est une vue schématique latérale d'un assemblage de combustible nucléaire, - la figure 2 est un schéma bloc illustrant le système d'estimation du flux de neutrons rapides au-dessus et au dessous de l'assemblage de la figure 1, - les figures 3A et 3B sont des diagrammes illustrant l'influence de la température du fluide modérateur sur le flux estimé de neutrons rapides, - la figure 4 est une vue schématique de dessus illustrant l'assemblage de la figure 1 placé en coeur ainsi que les assemblages adjacents, et - les figures 5A et 5B sont des diagrammes illustrant l'évolution de la contribution relative des assemblages de la figure 4 aux flux de neutrons rapides au-dessus et au dessous de l'assemblage de la figure 1. La figure 1 illustre schématiquement un assemblage 1 de combustible nucléaire pour réacteur à eau pressurisée. L'eau y assure donc une fonction de réfrigération et de modération, c'est-à-dire de ralentissement des neu- trons produits par le combustible nucléaire. L'assemblage 1 s'étend verticalement et de manière rectiligne le long d'une direction longitudinale A. De manière classique, l'assemblage 1 comprend principalement des crayons 3 de combustible nucléaire et une structure ou squelette 5 de sup- port des crayons 3. Les crayons 3 s'étendent verticalement et sont disposés en un réseau sensiblement régulier à base carrée. Le squelette de support 5 comprend classiquement: - un embout inférieur 7 et un embout supérieur 9, - des tubes guides 11 destinés à recevoir les crayons d'une grappe non- représentée de commande et d'arrêt du réacteur nucléaire, et - des grilles 13 de maintien des crayons 3 aux noeuds du réseau. Les embouts 7 et 9 sont fixés aux extrémités longitudinales des tubes guides 11. Chaque crayon 3 comprend de manière classique une gaine 17 fer- mée par un bouchon inférieur 19 et un bouchon supérieur 21 et contenant le combustible nucléaire. Il s'agit par exemple de pastilles de combustible empilées, les pastilles prenant appui sur le bouchon inférieur 19. Un ressort hélicoïdal non-représenté de maintien peut être disposé dans la gaine 17 entre la pastille supérieure et le bouchon supérieur 21. Ainsi, l'assemblage comprend une zone fissile ZF qui s'étend longitudinalement sur toute la hauteur des colonnes de pastilles des crayons 3. La zone inférieure ZI, disposée longitudinalement au-dessous de la zone fissile ZF, et la zone ZS, disposée longitudinalement au- dessus de la zone ZF, ne contiennent pas de combustible nucléaire et sont donc généralement bapti- sées zones hors colonne fissile, la colonne fissile correspondant à la zone ZF. La zone inférieure Zl contient l'embout inférieur 7, les extrémités inférieures des tubes-guides 11 et les bouchons inférieurs 19. La zone supérieure ZS contient les tronçons supérieurs des crayons 3 dans lesquels les ressorts hélicoïdaux de maintien des pastilles sont disposés, la grille 13 supérieure, les extrémités supérieures des tubes-guides 11 et l'embout supérieur 9 ainsi que ses ressorts d'appui sur la plaque supérieure de coeur. Comme rappelé précédemment, l'estimation du flux de neutrons rapi- des dans les zones ZI et ZS est importante pour, lors de la conception de l'assemblage 1, vérifier que son utilisation en réacteur aura un impact acceptable sur l'intégrité et le comportement mécanique des éléments de l'assemblage 1 disposés dans les zones ZI et ZS. Pour réaliser cette estimation, l'invention propose un procédé qui sera mis en oeuvre par un système informatique 23 qui comprend par exemple un ordinateur ou une unité de traitement d'informations 25 comprenant un ou plusieurs processeurs, des moyens 27 de stockage, des moyens 29 d'entrée et de sortie, et éventuellement des moyens 31 d'affichage. Des instructions exécutables par l'ordinateur 25 sont stockées sous la forme d'un ou de plu-sieurs programmes dans les moyens 27 de stockage. Avant la mise en oeuvre du procédé d'estimation proprement dit, des calculs préliminaires ont été effectués, par exemple par le système informa-10 tique 23 ou par un autre système informatique. Un premier de ces calculs est un calcul de référence estimant le flux de neutrons rapides dans les zones ZI et ZS en supposant que l'assemblage 1 considéré est placé dans un réacteur nucléaire fonctionnant avec des conditions nominales. Ce calcul de référence est également effectué en supposant que le coeur du réacteur est uniforme, c'est-à-dire que tous les assemblages ont la même puissance. Ce calcul dit de référence est effectué en utilisant le code MCNP (Monte Carlo N Particles) développé aux Los Alamos National Laboratory. 20 Ce code de calcul extrêmement connu dans le domaine de la physique des réacteurs nucléaires résout l'équation de Boltzmann (équation du transport des particules) par la méthode de Monte Carlo. Par rapport à la méthode déterministe, la méthode de Monte Carlo présente deux grands avantages: la capacité de modéliser des géométries 25 complexes et le traitement de façon exacte et explicite des phénomènes physiques. D'autres logiciels de calcul de transport de particules que le code MCNP pourraient être utilisés, par exemple les codes TRIPOLI, MAC BEND, DORT... Dans le cas présent, le premier calcul de référence est effectué en modélisant les crayons 3 et les cellules des grilles 13 qui les contiennent de manière radialement homogène. Ainsi, chaque crayon 13 et les régions dis-posées au-dessus et en dessous dans les zones ZI et ZS sont modélisées comme des volumes homogènes radialement constitués par un matériau dont les caractéristiques tiennent compte de celles de l'eau, des gaines 17 et des pastilles de combustible. On a pu vérifier que l'erreur ainsi induite dans les calculs est inférieure à 2,5%. Pour chaque assemblage de combustible 1, une source de neutrons est placée à l'extrémité supérieure et à l'extrémité inférieure de la zone fissile ZF. Cette source est placée de manière homogène dans un tronçon dont la hauteur correspond sensiblement à deux mailles de calcul du logiciel de calcul neutronique qui sera utilisé par la suite pour simuler le fonctionne- ment du réacteur nucléaire dans lequel l'assemblage 1 doit être placé. Cette source a un profil longitudinal d'émission représentatif du profil longitudinal de puissance de l'assemblage considéré en coeur. La source est supposée produire 1 neutron/s dans la dernière maille d'extrémité et le nombre de neutron/s dans l'avant-dernière maille est déterminé par le profil longitudinal d'émission. Les calculs effectués ont permis de démontrer que la contribution de l'avant dernière maille ne représentaient que 3% du flux que l'on cherche à calculer à la surface de la zone fissile ZF, et 6% aux extrémités des zones Zl et ZS les plus éloignées de la zone ZF. La contribution des mailles autres que les deux mailles modélisées à chaque extrémité sera donc très faible. Cette contribution sera donc ignorée. Une source neutronique ne sera donc modélisée que dans une hauteur correspondant à deux mailles à chacune des extrémités de chaque crayon 3. Le premier calcul de référence est effectué pour un assemblage 1 comprenant 17x17 crayons 3, c'est-à-dire que le réseau régulier de crayons 3 comprend 17 crayons par côté. On a pu établir que cette modélisation restait admissible pour des assemblages ayant des nombres différents de crayons 3, par exemple compris entre 14x14 et 18x18. En revanche, deux modalisations distinctes ont été effectuées en fonction de la hauteur des assemblages 1. Ainsi, deux types d'assemblages 1 seront considérés: - type 1: hauteur de 12 pieds (3,60 m), et - type II: hauteur de 14 pieds (4,20 m). Les calculs de référence pour les deux types d'assemblage ont été effectués en supposant que la température du fluide modérateur est de 280 C dans la zone inférieure ZI et de 320 C dans la zone supérieure ZS. Ces températures correspondent à des masses volumiques p respectivement de 0,765 g/cm3 et de 0,680 g/cm3 pour une pression de fonctionnement du ré-acteur de 155 bars. Afin de tenir compte de la présence de l'uranium 235 et du plutonium 239 comme isotopes fissiles et de l'évolution de leurs concentrations au cours du temps, on a utilisé un spectre moyen d'émission énergétique des neutrons correspondant à 65% de celui de l'uranium 235 et à 35% de celui du plutonium 239. Avec un tel spectre, le flux de neutrons rapides est surestimé au début de la vie d'un assemblage mais sous estimé en fin de vie. On a pu vérifier qu'une telle approximation induisait des erreurs inféheures à 0,8%. Ainsi, le logiciel MCNP a permis de déterminer le flux 4réf de neutrons rapides dans les zones ZI et ZS avec les conditions nominales rappelées précédemment. Le flux 4réf ne comptabilise que les neutrons dont l'énergie est supérieure à I MeV car on considère que ce sont eux qui sont les plus suscepti- bles d'endommager et de déformer des éléments de l'assemblage. En va- riante, d'autres valeurs seuils que 1 MeV peuvent être utilisées. Les tableaux 1A et 1B à la fin de cette description exposent les résultats obtenus. Le tableau 1A correspond à la zone supérieure ZS et le tableau 1B à la zone inférieure Zl. La distance d est mesurée à partir respectivement de l'extrémité supérieure de la zone ZF et de l'extrémité inférieure de la zone Zl, comme illustré par la figure 1. Les premières données ainsi obtenues sont stockées dans les moyens 27 de stockage. Ensuite, d'autres calculs préparatoires vont être effectués pour établir des bases de données permettant de calculer des facteurs de correction des valeurs de flux (I)réf en fonction de paramètres représentatifs de l'environnement réel d'utilisation de l'assemblage 1 en coeur. On a en effet découvert de manière surprenante que certains de ces paramètres pouvaient influer de manière importante sur les flux de neutrons rapides calculés. Les paramètres les plus importants sont ceux relatifs à la masse volumique p réelle de l'eau de modération dans les zones ZI et ZS, ainsi qu'à la contribution aux flux de neutrons rapides des assemblages 1 voisins de l'assemblage 1 considéré. Une première série de calculs a été effectuée pour évaluer l'influence de la masse volumique p qui varie en fonction de la température. Ces calculs ont été effectués pour la zone supérieure ZS et la zone inférieure Zl et les résultats ont été normalisés par rapport au calcul de référence effectué avec les conditions nominales de 320 C dans la zone supé- rieure ZS et de 280 C dans la zone inférieure ZI. La première série de calculs a été effectuée pour des températures allant de 260 C à 340 C avec un pas de variation de 10 C. Ces calculs permettent donc de connaître le rapport noté Fdens entre le flux (1)(T) calculé dans les mêmes conditions que précédemment mais avec une température T différente de la température nominale, et le flux 4réf calculé à la température nominale de 320 C. Les résultats de ces calculs font l'objet des figures 3A et 3B. Sur la figure 3A, la distance dans la zone ZS par rapport à la zone fissile ZF est portée en abscisse. Le rapport Fdens = (T) cref (320 C) est porté en ordonnée. Chacune des courbes sur la figure 3A correspond à une température différente de calcul. La figure 3B est une figure analogue pour la zone inférieure Zl. Le rapport Fdens porté en ordonnée a été calculé par référence au flux (1) réf cal-culé avec une température de modérateur dans la zone ZI de 280 C. Les données ainsi obtenues sont résumées par les tableaux 2A et 2B en fin de description qui se rapportent respectivement à la zone supérieure ZS et à la zone inférieure ZI. Ces données, qui sont stockées dans les moyens 27 de stockage, permettent donc de connaître le coefficient rectificatif Fdens à appliquer au flux 4réf en fonction de la température du modérateur dans la zone ZS ou ZI considérée et de la distance d. Ces données sont stockées dans les moyens 27 de stockage. D'autres calculs préparatoires ont été effectués pour déterminer la contribution aux flux de neutrons rapides des assemblages adjacents à l'assemblage 1 considéré. Sur la figure 4, l'assemblage 1 considéré est référencé 100. Au sein du coeur du réacteur nucléaire, cet assemblage 100 est entouré de huit assemblages adjacents, dont quatre assemblages 110 disposés le long de ses fa-ces latérales et quatre assemblages 111 disposés en diagonale aux coins de l'assemblage 100. Les assemblages situés au-delà de ces assemblages adjacents 110 et 111 ont été pris en compte dans les premiers calculs où, l'assemblage 10o étant considéré dans un milieu infini radialement, on a supposé que tous les assemblages du coeur fournissaient la même puissance. Toutefois, ces assemblages autres que les assemblages adjacents 110 et 111 ne seront pas pris en compte pour corriger les premiers calculs, car l'impact sur la valeur réelle du flux de neutrons rapides des différences entre les puissances réel-les de ces assemblages et la puissance prise en compte pour les premiers calculs est négligeable. La figure 5A illustre l'évolution en fonction de la distance d des contributions en % au flux de neutrons rapides au dessus de l'assemblage 100 des assemblages 100, 110, et 111. Ces contributions sont notées respective-ment Coo, C10 et C11. Comme illustré par la figure 5A, on peut constater que la contribution Coo de l'assemblage 100 diminue d'environ 60% pour atteindre un peu moins de 20% pour une distance d de 55 cm dans la zone supérieure ZS. Au contraire, les contributions C10 et C11 des assemblages 110 et 111 augmentent en s'éloignant de la zone fissile ZF. Les mêmes constatations peuvent être faites pour la zone inférieure ZI comme illustré par la figure 5B. Les résultats de ces calculs sont résumés dans les tableaux 3A et 3B en fin de description qui correspondent respectivement à la zone supérieure ZS et à la zone inférieure ZI. Les données correspondantes sont stockées dans les moyens 27 de stockage qui comprennent donc des bases de données associant pour les zones ZI et ZS des valeurs pour la distance d, des valeurs de flux de référence 4réf, des valeurs pour la température T de l'eau de modération, des valeurs de rapport Fdens et des valeurs de coefficient Coo, C10 et C11. Par ailleurs, on simule le fonctionnement du réacteur nucléaire dans lequel on envisage de charger l'assemblage 100 considéré. Cette simulation est effectuée grâce à un code de calcul neutronique tel que le code SMART mis au point par la société FRAMATOME. Cette simulation peut être effectuée grâce au système 23 ou à un autre système informatique. Si cette simulation est effectuée par le système 23, le code SMART est stocké dans les moyens 27 de stockage. Pour effectuer cette simulation, on a fourni comme données d'entrée le type de l'assemblage 100 considéré, le plan de chargement du coeur dans lequel il sera chargé, la puissance de fonctionnement du réacteur, le débit d'eau dans le circuit primaire du réacteur nucléaire ainsi que le nombre et les caractéristiques des cycles prévus pour le coeur. Après simulation, on connaît notamment la température de l'eau du circuit primaire dans la zone ZI et dans la zone ZS pour l'assemblage 100, la puissance linéique Poo fournie par l'assemblage 100, les puissances linéiques moyennes P10 fournies par les quatre assemblages 110, les puissances linéi- ques moyennes P11 fournies par les quatre assemblages 111, le flux 1 de neutrons rapides (énergie supérieure à 0,625 eV) dans les extrémités inférieure et supérieure des crayons 3 de l'assemblage 100, le flux (1)2 de neutrons thermiques dans ces mêmes extrémités, c'est-à-dire de neutrons avec une énergie inférieure à 0,625eV dans les mêmes extrémités, ainsi que les termes vEf1 et vEf2. Dans ces expressions, le terme v correspond au nombre de neutrons émis par fission et les termes Ef1 et Ef2 correspondent aux sections efficaces macrocospiques de fission, c'est-à-dire aux probabilités de fission. A partir de ces données, le système informatique 23 met en oeuvre automatiquement le procédé d'estimation selon l'invention à partir de la for-mule de calcul suivante: c (d) = Oréf(d) * Fnorm *Fcorr_puis (d) *Fdens(d) 4 réf (d) est déterminé à partir des données stockées dans les moyens 27 de stockage et obtenus à partir du calcul de référence. Fnorm est un facteur de normalisation qui est égal à : Fnorm = vEf 1 *cD1 + vEf2*cD2 Il permet de ramener le terme creréf, qui correspond à la création d'un neutron/s, au nombre de créations réelles de neutrons aux extrémités des crayons 3 de l'assemblage 100. Le facteur de correction Fcorr_puis (d) permet de prendre en compte la contribution des assemblages adjacents. Il est calculé suivant la formule: Fcorr_puis(d) = 1 + (P10-Poo) /Poo*C1o(d) + (P11-Poo)/Poo*C11(d) Les valeurs de Poo, P10 et P11 ont été obtenues par le code de calcul SMART. Les valeurs de C10(d) et C11(d) sont celles obtenues à partir des données stockées dans les moyens 27 de stockage et provenant des calculs préliminaires menés grâce au code MCNP. C'est également le cas pour le rapport Fdens(d), qui dépend de la température réelle estimée par le code SMART dans la zone Zl ou ZS considérée, et qui provient des données stockées dans les moyens 27 de stockage et obtenus par le logiciel MCNP. Si le calcul doit être effectué pour une distance d pour laquelle aucune valeur n'est stockée dans les moyens 27 de stockage, les valeurs des différents coefficients de correction Fcorr-puiss(d) et Fdens(d) ainsi que la valeur de 4 réf(d) sont obtenues par interpolation à partir des valeurs stockées pour des distances d voisines, ces interpolations étant de type logarithmique. Ainsi, le système 23 est capable de fournir pour les zones Zl et ZS, et pour une distance d entrée par un utilisateur grâce aux moyens 29 de saisie, la valeur du flux de neutrons rapides 1(d) à cette distance d. Grâce au code SMART qui fournit les valeurs utilisées pour le calcul en fonction du temps au cours des cycles de fonctionnement du coeur, l'utilisateur dispose des valeurs de flux d) pour l'ensemble des cycles que l'assemblage 100 considéré doit subir en réacteur. Il est alors possible de calculer la fluence, qui correspond à l'intégrale dans le temps du flux de neutrons rapides reçus au cours du fonctionnement en réacteur. Les données ainsi obtenues par la mise en oeuvre du procédé d'estimation peuvent être ensuite utilisées pour simuler le comportement mécanique des éléments de l'assemblage 100 placés dans les zones Zl et ZS et vérifier que ce comportement est admissible. Typiquement, cette vérification est effectuée en comparant des va-leurs de paramètres physiques avec des valeurs limites autorisées. Cette étape de vérification peut être effectuée par le système informatique 23 lui-même ou tout autre système informatique auquel les résultats du procédé d'estimation ont été fournies. Ainsi, le procédé d'estimation décrit ci-dessus peut être intégré au sein d'un procédé de conception d'assemblages de combustible nucléaire 1, dans lequel on utilise les résultats du procédé d'estimation pour calculer des valeurs de paramètres physiques traduisant le comportement mécanique de l'assemblage au cours de son utilisation dans un coeur de réacteur nucléaire, on compare ces valeurs avec des valeurs limites prédéterminées et on rend un verdict sur la conformité de la conception d'éléments de l'assemblage 1. Si ce verdict est négatif, les éléments peuvent être modifiés en conséquence, puis la conformité de la conception des éléments à nouveau vérifiée. Le procédé d'estimation du flux de neutrons rapides dans les zones ZI et ZS est beaucoup plus précis que le procédé d'estimation de l'état de la technique car il prend en compte l'environnement réel de l'assemblage lors de son utilisation en réacteur nucléaire. En outre, il est rapide à mettre en oeuvre car il utilise des données de référence et des données correctives préalablement obtenues et stockées. Ainsi, il n'est pas nécessaire de mettre en oeuvre, pour chaque nouvelle es- timation, un logiciel de calcul de transport de particules tel que le code MCNP. On notera que dans des variantes, seuls des paramètres liés à la masse volumique p de l'eau de modération, par exemple sa température T, ou seuls les paramètres relatifs aux assemblages adjacents 110 et 111, ou d'autres paramètres représentatifs de l'environnement de l'assemblage en réacteur nucléaire peuvent être pris en compte pour obtenir une estimation du flux de neutrons rapides hors colonne fissile. Tableau 1A d (cm) 4) réf (type I) 4) réf (type II) 0 4.42E+00 4.32E+00 2.15E+00 2.09E+00 1.23E+00 1.20E+00 7.34E-01 7.17E-01 4.12E-01 4.35E-01 2.10E-012.45E-01 1.05E-01 1.25E-01 5.66 E-02 6.32 E-02 3.48E-02 3.47E-02 1.64E-02 2.17E-02 8.97E-03 1.03E-02 5.11 E-03 5.66E-03 Tableau 1 B d (cm) 4) réf (type 1) 4) réf (type Il) 0.00 4.02E+00 3.93E+00 1.00 3.08E+00 3.03E+00 1.50 2.77E+00 2.71E+00 2.00 2.50E+00 2.46E+00 3.00 2.11E+00 2.07E+00 4.00 1.85E+00 1.83E+00 5.00 1.61E+00 1.57E+00 6.00 1.34E+00 1.29E+00 8.00 9.55E-01 8.97E-01 10.00 7.43E-01 6.95E-01 11.00 6.43E-01 6.24E-01 12.00 5.50E-01 5.44E-01 13.00 4.62E-01 4.70E-01 14.00 3.87E-01 4.05E-01 15.00 3.12E-01 3.44E-01 20.00 1.39E-01 1.38E-01 25.00 6.89E-02 6.63E-02 30.00 3.53E-02 3.38E-02 35.00 1.87E-02 1.76E-02 40.00 1.01 E-02 9.47E-03 45.00 5.59E-03 5.13E-03 50.00 3.11E-03 2.86E-03 55.00 1.74E-03 1.53E-03 Tableau 2A p(g/cm3) 0.797 0.781 0.765 0.746 0.727 0.705 0.680 0.651 0.615 d (cm) 260 C 270 C 280 C 290 C 300 C 310 C 320 C 330 C 340 C 0 8.99E-01 9.13E-01 9.24E-01 9.41E-01 9.58E-01 9.76E-01 1.00E-00 1.02E+ 00 1.05E+00 8.28E-01 8.51E-01 8.72E-01 8.99E-01 9.28E-01 9.61E-01 1.00E-00 1.05E+00 1. 10E+00 7.76E-01 8.05E-01 8.33E-01 8.68E-01 9.05E-01 9.48E-01 1.00E-00 1.06E+00 1. 14E+00 7.36E-01 7.69E-01 8.00E-01 8.41E-01 8.85E-01 9.38E-01 1.00E-00 1.08E+00 1. 17E+00 6.92E-01 7.27E-01 7.64E-01 8.11E-01 8.63E-01 9.25E-01 1.00E-00 1.10E+00 1. 22E+00 6.48E-01 6.88E-01 7.29E-01 7.81E-01 8.40E-01 9.12E-01 1.00E-00 1.11E+00 1. 27E+00 6.16E-01 6.59E-01 7.03E-01 7.61E-01 8.28E-01 9.02E-01 1.00E-00 1.14E+00 1. 33E+00 5.82E-01 6.26E-01 6.76E-01 7.40E-01 8.16E-01 8.93E-01 1.00E-00 1.18E+00 1. 40E+00 5.52E-01 6.01E-01 6.52E-01 7.19E-01 7.98E-01 8.83E-01 1.00E-00 1.19E+00 1. 45E+00 5.28E-01 5.74E-01 6.31E-01 6.96E-01 7.86E-01 8.71E-01 1.00E-00 1.22E+00 1. 49E+00 4.95E-01 5.46E-01 6.05E-01 6.71E-01 7.63E-01 8.57E-01 1.00E-00 1.23E+00 1. 53E+00 4.65E-01 5.18E-01 5.75E-01 6.56E-01 7.44E-01 8.50E-01 1.00E-00 1.25E+00 1. 59E+00 17 Tableau 2B p(glcm3) 0.797 0.781 0.765 0.746 0.727 0.705 0.680 0.651 0.615 d (cm) 260 C 270 C 280 C 290 C 300 C 310 C 320 C 330 C 340 C 0 9.77E-01 9.91E-01 1.00E-00 1.02E-00 9.54E-01 1.06E+00 1.09E+00 1.11E+ 00 1.14E+00 1 9.67E-01 9.86E-01 1.00E+00 1.02E+00 9.64E-01 1.08E+00 1.11E+00 1.14E+ 00 1.18E+00 1.5 9.64E-01 9.84E-01 1.00E+00 1.02E+00 9.68E-01 1.08E+00 1.12E+00 1.16E+ 00 1.20E+00 2 9.61E-01 9.83E-01 1.00E+00 1.02E+00 9.73E-01 1.09E+00 1.13E+00 1.17E+ 00 1.22E+00 3 9.54E-01 9.79E-01 1.00E+00 1.02E+00 9.81E-01 1.10E+00 1.15E+00 1.20E+ 00 1.26E+00 4 9.49E-01 9.77E-01 1.00E+00 1.03E+00 9.89E-01 1.12E+00 1.17E+00 1.23E+ 00 1.30E+00 9.47E-01 9.74E-01 1.00E+00 1.03E+00 9.92E-01 1.12E+00 1.18E+00 1.24E+00 1. 31E+00 6 9.42E-01 9.72E-01 1.00E+00 1.03E+00 9.94E-01 1.13E+00 1.18E+00 1.25E+ 00 1.32E+00 8 9.34E-01 9.67E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.01E+00 1.15E+00 1.21E+00 1.29E+ 00 1.38E+00 9.25E-01 9.63E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.01E+00 1.16E+00 1.23E+00 1.32E+00 1. 43E+00 11 9.24E-01 9.62E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.01E+00 1.16E+00 1.24E+00 1.33E+ 00 1.44E+00 12 9.22E-01 9.59E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.02E+00 1.17E+00 1.24E+00 1.34E+ 00 1.45E+00 13 9.19E-01 9.59E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.02E+00 1.17E+00 1.25E+00 1.34E+ 00 1.46E+00 14 9.21E-01 9.59E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.02E+00 1.18E+00 1.26E+00 1.36E+ 00 1.48E+00 9.18E-01 9.57E-01 1.00E+00 1.04E+00 1.02E+00 1.18E+00 1.26E+00 1.37E+00 1. 49E+00 8.96E-01 9.46E-01 1.00E+00 1.05E+00 1.05E+00 1.23E+00 1.34E+00 1.48E+00 1. 67E+00 8.79E-01 9.36E-01 1.00E+00 1.06E+00 1.08E+00 1.28E+00 1.42E+00 1.60E+00 1. 84E+00 8.60E-01 9.25E-01 1.00E+00 1.07E+00 1.10E+00 1.33E+00 1.49E+00 1.71E+00 2. 02E+00 8.45E-01 9.17E-01 1.00E+00 1.07E+00 1.13E+00 1.37E+00 1.57E+00 1.83E+00 2. 20E+00 8.29E-01 9.12E-01 1.00E+00 1.07E+00 1.15E+00 1.42E+00 1.63E+00 1.94E+00 2. 39E+00 8.17E-01 9.06E-01 1.00E+00 1.06E+00 1.19E+00 1.45E+00 1.70E+00 2.05E+00 2. 57E+00 8.06E-01 8.97E-01 1.00E+00 1.07E+00 1.20E+00 1.49E+00 1.77E+00 2.16E+00 2. 78E+00 7.90E-01 8.89E-01 1.00E+00 1.05E+00 1.21E+00 1.53E+00 1.83E+00 2.25E+00 2. 97E+00 18 Tableau 3A d (cm) coo c10 c11 0 0.601 0.326 0.073 0.423 0.435 0.142 0.343 0.470 0.188 0.294 0.485 0.222 0.268 0.490 0.242 0.244 0.493 0.262 0.227 0.494 0.280 0.216 0.482 0.302 0.202 0.489 0.308 0.194 0.487 0.319 0.183 0.494 0.324 0.186 0.481 0.333 19 Tableau 3B d (cm) coo c10 c11 0 0.605 0.324 0.071 1 0.547 0.365 0.088 1.5 0.528 0.377 0.095 2 0.510 0.388 0.102 3 0.481 0.407 0.112 4 0.456 0.421 0.123 6 0.423 0.438 0.139 8 0.391 0.453 0.156 0.366 0.464 0.170 11 0.358 0.467 0.175 12 0.349 0.470 0.181 13 0.341 0.474 0.186 14 0.333 0.477 0.190 0.325 0.479 0.196 0.288 0.488 0.224 0.260 0.493 0.247 0.240 0.492 0.269 0.223 0.494 0.283 0.208 0.493 0.299 0.195 0.492 0.313 0.188 0.490 0.322 0.177 0.491 0.332 REVENDICATIONS 1. Procédé d'estimation du flux (4)) de neutrons rapides au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage de combustible nucléaire (100) pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce que le procédé comprend une étape de prise en compte d'une valeur d'au moins un paramètre représentatif de l'environnement réel de l'assemblage (100) dans le réacteur nucléaire en fonctionnement. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'un paramètre est représentatif de la masse volumique réelle (p) du fluide de modéra- Lion circulant dans le réacteur nucléaire. 3. Procédé selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que des paramètres sont relatifs à des assemblages (110, 111) voisins de l'assemblage considéré (100) dans le réacteur nucléaire. 4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que les assemblages voisins pris en compte sont les assemblages (110, 111) directement adjacents dans le réacteur nucléaire de l'assemblage (100) considéré. 5. Procédé selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le procédé comprend une étape de simulation du fonctionnement du réacteur nucléaire afin de fournir une valeur évaluée d'au moins un paramètre représentatif de l'environnement réel de l'assemblage considéré (1 oo)É 6. Procédé selon la revendication 3 ou 4 prises en combinaison avec la revendication 5, caractérisé en ce que l'étape de simulation comprend la fourniture de valeurs évaluées des puissances des assemblages voisins (110, 111) comme valeurs de paramètres représentatifs de l'environnement réel de l'assemblage considéré (100). 7. Procédé selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'étape de prise en compte comprend une sous-étape de correction d'une valeur de référence du flux (4)réf) déterminée dans des conditions nominales de fonctionnement du réacteur nucléaire, en fonction de la ou des valeur(s) de paramètre(s) représentatif(s) de l'environnement réel de l'assemblage (100) dans le réacteur nucléaire en fonctionnement. 8. Procédé selon la revendication 5 ou 6 prise en combinaison avec la revendication 7, caractérisé en ce que la sous-étape de correction utilise au moins une valeur de coefficient de correction déterminée à partir de la valeur du paramètre représentatif de l'environnement réel fourni par l'étape de si- mutation et d'une base de données associant des valeurs de paramètres représentatifs à des valeurs de coefficient de correction. 9. Procédé selon la revendication 8, caractérisé en ce que l'étape de détermination de valeurs de référence du flux de neutrons rapides et la constitution de la base de données ont été réalisées en utilisant un même logiciel de calcul de transport de particules. 10. Procédé selon la revendication 9, caractérisé en ce que le logiciel de calcul de transport de particules utilise la méthode de Monte Carlo. 11. Procédé de conception d'assemblages de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend une étape d'utilisation de l'estimation du flux de neutrons rapides fourni par un procédé d'estimation selon l'une des revendications précédentes. 12. Procédé de conception selon la revendication 11, caractérisé en ce qu'il comprend en outre des étapes de: - détermination de valeurs de paramètres physiques traduisant le comportement mécanique de l'assemblage (1) dans le réacteur nucléaire en fonctionnement à partir de l'estimation du flux de neutrons rapides fourni par le procédé d'estimation, et comparaison de ces valeurs de paramètres physiques à des valeurs limites prédéterminées. 13. Système d'estimation du flux de neutrons rapides (4) au-dessus et/ou au dessous du combustible nucléaire d'un assemblage de combustible nucléaire (100) pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend des moyens de mise en oeuvre des étapes d'un procédé selon l'une des revendications 1 à 10. 14. Système de conception d'assemblages de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend des moyens de mise en oeuvre des étapes d'un procédé selon la revendication 11 ou 12. 15. Programme d'ordinateur comprenant les instructions pour l'exécution des étapes d'un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 12. 16. Support utilisable dans un ordinateur et sur lequel est enregistré 5 un programme selon la revendication 15.