Brevet FR3062746A1 — publié le 20180810

ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE, PROCEDE DE CONCEPTION D'UN COEUR ET PROCEDE DE CONCEPTION D'UN REACTEUR A EAU LEGERE Dans son domaine, les modes de réalisation de la présente invention se rapportent à un assemblage combustible, à un procédé de conception de coeur et à un procédé de conception de combustible d'un réacteur à eau légère. En arrière-plan, un réacteur nucléaire est généralement commandé de telle sorte qu'un excès de réactivité de combustible devient nul à la fin de cycle (FDC) dans un assemblage combustible de réacteur à eau légère et un coeur de réacteur à eau légère. Dans un réacteur à eau bouillante (REB), une commande de concentration est mise en oeuvre de telle sorte que la capacité d'absorption de neutron d'un poison consommable, tel que de l'oxyde de gadolinium (gadoline), est entièrement consommée à la fm de cycle (FDC). Il existe des cas dans lesquels des caractéristiques thermiques du coeur sont améliorées pour un coeur de chargement initial, qui est un coeur de premier cycle du réacteur REB, en faisant intentionnellement en sorte que le poison consommable d'une proportion mineure du combustible ne soit pas consommé, tout en compensant le manque d'excès de réactivité avec le combustible restant. Dans un réacteur à eau pressurisée (PWR), une commande de concentration est mise en oeuvre de telle sorte qu'une concentration en acide borique en compensation chimique soit nulle à la fin de cycle (FDC). L'enrichissement en 20 matériau fissile est commandé en fonction d'un objectif de combustion nucléaire 3062746 2 de déchargement (même signification que "achèvement de combustion nucléaire") etc., et ainsi un enrichissement excessivement élevé n'est pas utilisé. En outre, lorsque le combustible nucléaire usagé est recyclé, le combustible de réacteur à eau légère mentionné précédemment et le combustible utilisé dans le 5 coeur de réacteur à eau légère sont déchargés du coeur et ensuite retraités. Alors, les isotopes d'uranium et de plutonium sont extraits pour une réutilisation, et des actinides mineurs sont jetés en tant que déchet fortement radioactif. Les actinides mineurs présentent une toxicité élevée, de telle sorte que les actinides mineurs particulièrement dangereux sont séparés par un procédé de retraitement appelé 10 séparation. Les actinides mineurs séparés sont ajoutés au combustible MOX (oxyde mélangé) et brûlés dans un réacteur rapide ou soumis à une irradiation dans un accélérateur avec les actinides mineurs comme cible afin de subir une transmutation en un nucléide à faible toxicité. Comme cela a été décrit ci-dessus, ce que l'on appelle un traitement de "séparation et transmutation" est considéré 15 être réalisé. Les dessins sont brièvement décrits ci-dessous. La figure 1 est une vue en coupe transversale plane représentant une barre de commande, quatre assemblages combustibles entourant la barre de commande, et leur environnement dans un coeur de réacteur REB selon un mode de réalisation de la présente invention. La figure 2 est une vue représentant de manière détaillée un exemple de la configuration interne de l'assemblage combustible dans le coeur de réacteur REB selon le mode de réalisation de la présente invention et, de manière plus spécifique, la figure 2 est une vue schématique détaillée de la partie II de la figure 1. La figure 3 est une vue représentant de manière détaillée un autre exemple (différent de l'exemple de la figure 2) de la configuration interne de l'assemblage combustible dans le coeur de réacteur REB selon le mode de réalisation de la présente invention et, de manière plus spécifique, la figure 3 est une vue schématique détaillée de la partie II de la figure 1. La figure 4 est une vue en coupe transversale plane représentant la structure 3062746 3 d'une barre de combustible constituant un assemblage combustible de réacteur REB selon le mode de réalisation de la présente invention. La figure 5 est un exemple d'un graphe représentant des résultats sur la faisabilité du coeur qui est déterminé pour différentes combinaisons d'un rapport 5 en masse moyen de poison consommable et un enrichissement de l'uranium dans l'assemblage combustible de réacteur REB selon le mode de réalisation de la présente invention en appliquant un calcul d'analyse sur ces derniers. La figure 6 est un graphe représentant un exemple d'un résultat d'analyse sur la relation entre un cycle de combustion nucléaire et l'excès de réactivité lorsque 10 l'assemblage combustible tombant dans la plage optimale du rapport en masse moyen de poison consommable de la figure 5 est brûlé dans un réacteur REB. La figure 7 est un graphe représentant schématiquement un changement sur un facteur de multiplication infini d'assemblage combustible lorsque l'enrichissement de l'uranium est augmenté dans une conception de l'assemblage 15 combustible selon le mode de réalisation de la présente invention. La figure 8 est un graphe représentant schématiquement un changement sur le nombre de barres de combustible contenant du poison consommable correspondant à un changement sur la réactivité du poison consommable dans la conception de l'assemblage combustible selon le mode de réalisation de la 20 présente invention. La figure 9 est un algorithme représentant une procédure du procédé de conception d'assemblage combustible selon le mode de réalisation de la présente invention. La figure 10 est un graphe représentant des valeurs des dix meilleures barres 25 de commande en termes de valeur de réactivité dans un coeur de cellule de commande d'un réacteur REB conventionnel classique. Une description détaillée va maintenant être faite. Lorsqu'un cycle à traitement unique est adopté (c'est-à-dire, que la réutilisation de combustible nucléaire n'est pas mise en oeuvre), le combustible usé 30 est soumis à une mise au rebut finale en l'état. Dans un cycle à traitement unique, un processus tel que de "séparation et transmutation" mentionné ci-dessus n'est 3062746 -4 pas mis en oeuvre, de telle sorte que la toxicité des actinides mineurs n'est pas réduite. D'autre part, une utilisation intentionnelle de combustible à enrichissement élevé de l'uranium permet la réduction de la production des actinides mineurs. 5 Ceci est dû au fait que l'utilisation du combustible à base d'uranium présentant un enrichissement en uranium 235 élevé augmente le taux de réaction de fission nucléaire par l'uranium 235 réduisant le taux de réaction d'absorption provoqué par l'uranium 238, assurant ainsi la réduction de la production des actinides mineurs. Toutefois, une augmentation de l'enrichissement en uranium 235 10 augmente l'excès de réactivité, avec pour résultat que l'excès de réactivité peut excéder une valeur de réactivité donnée par des dispositifs de commande de réactivité tels que des barres de contrôle, ce qui peut rendre difficile la commande de réactivité. L'augmentation de l'excès de réactivité provoquée par l'augmentation de 15 l'enrichissement de l'uranium peut être supprimée en utilisant un poison consommable. Le poison consommable peut aussi être utilisé de manière efficace pour un assemblage combustible dont l'enrichissement de l'uranium est augmenté afin d'assurer une réduction de la toxicité des actinides mineurs. Toutefois, un grand nombre de calculs complexes doivent être mis en oeuvre afin de déterminer 20 la concentration ou le nombre de barres de combustible contenant du poison consommable, et ainsi, une conception efficace n'a jusqu'à présent pas été obtenue. Les modes de réalisation de la présente invention ont été créés afin de résoudre les problèmes précédents, et leur objectif est de réduire l'excès de 25 réactivité lorsque l'enrichissement de l'uranium est augmenté dans un réacteur à eau légère. Selon un mode de réalisation, il est créé un procédé de conception d'un assemblage combustible d'un réacteur à eau légère, qui comporte une pluralité de barres de combustible agencées en parallèle, séparées d'une certaine distance dans 30 une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des barres de combustible, la barre de combustible comportant un revêtement de combustible et un combustible 3062746 5 dans le revêtement de combustible, le combustible contenant un matériau à base de dioxyde d'uranium contenant de l'uranium enrichi en U235, certaines des barres de combustible comportant un poison consommable dans le combustible, le procédé comprenant : l'accumulation de données de combustible déterminées 5 étudiées par des analyses ou expérimentations, montrant que chaque couple d'une combinaison de p - n,-'N et e est soit faisable pour le coeur soit n'est pas approuvé pour le coeur, dans laquelle N est un nombre entier supérieur ou égal à 2 et un nombre des barres de combustible dans l'assemblage combustible, n est un nombre des barres de combustible contenant le poison consommable et un entier 10 supérieur ou égal à 1 et inférieur à N, p est un rapport en % en poids du poison consommable dans le combustible et e est un enrichissement en % en poids de l'uranium 235 contenu dans toutes les barres de combustible dans l'assemblage combustible ; la formulation d'une formule de critère qui détermine si une combinaison de p - n/N et e est faisable pour un coeur ou n'est pas faisable pour 15 un coeur et est formulée sur la base des données de combustible déterminées ; et la détermination du fait qu'une composition définie temporairement de l'assemblage combustible est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvée pour un coeur sur la base de la formule de critère. Selon un mode de réalisation, il est créé un procédé de conception d'un coeur 20 d'un réacteur à eau légère, qui comporte une pluralité d'assemblages combustibles agencés en parallèle et agencés suivant une matrice en treillis carré séparés par une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des assemblages combustibles, un dispositif de commande de réactivité sur la distance entre les assemblages combustibles, une pluralité de barres de combustible 25 agencées en parallèle, séparées par une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des barres de combustible dans l'assemblage combustible, les barres de combustible comportant un revêtement de combustible et un combustible dans le revêtement de combustible, le combustible contenant un matériau à base de dioxyde d'uranium contenant de l'uranium enrichi en U235, 30 certaines des barres de combustible comportant un poison consommable dans le combustible, le procédé comprenant : l'accumulation des données de combustible 3062746 6 déterminées étudiées par des analyses ou expérimentations, montrant que chaque couple d'une combinaison de p- n/N et e est approuvé pour le coeur ou n'est pas approuvé pour le coeur, dans laquelle N est un nombre entier supérieur ou égal à 2 et un nombre des barres de combustible dans l'assemblage combustible, n est un 5 nombre des barres de combustible contenant le poison consommable et un entier supérieur ou égal à 1 et inférieur à N, p est un rapport en % en poids du poison consommable dans le combustible et e est un enrichissement en % en poids de l'uranium 235 contenu dans toutes les barres de combustible dans l'assemblage combustible ; la formulation d'une formule de critère qui détermine si une 10 combinaison de p- n/N et e est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvé pour un coeur et est formulée sur la base des données de combustible déterminées ; et la détermination du fait qu'une composition définie temporairement de l'assemblage combustible est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvée pour un coeur sur la base de la formule de critère. 15 De préférence, e est supérieur ou égal à 5%. De préférence, la formule de critère est al e-b REVENDICATIONS1. Procédé de conception d'un assemblage combustible (10) d'un réacteur à eau légère, qui comporte une pluralité de barres de combustible (11; 12) agencées en parallèle, séparées d'une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des barres de combustible, la barre de combustible comportant un revêtement de combustible (20) et un combustible dans le revêtement de combustible, le combustible contenant un matériau à base de dioxyde d'uranium contenant de l'uranium enrichi en U235, certaines des barres de combustible (12) comportant un poison consommable dans le combustible, le procédé comprenant : l'accumulation de données de combustible déterminées (S10), étudiées par des analyses ou expérimentations, montrant que chaque couple d'une combinaison de p - n/N et e est soit faisable pour le coeur soit n'est pas approuvé pour le coeur, dans laquelle N est un nombre entier supérieur ou égal à 2 et un nombre des barres de combustible dans l'assemblage combustible, n est un nombre des barres de combustible contenant le poison consommable et un entier supérieur ou égal à 1 et inférieur à N, p est un rapport en % en poids du poison consommable dans le 20 combustible et e est un enrichissement en % en poids de l'uranium 235 contenu dans toutes les barres de combustible dans l'assemblage combustible ; la formulation d'une formule de critère (S11) qui détermine si une combinaison de p - n/N et e est faisable pour un coeur ou n'est pas faisable pour un coeur et est formulée sur la base des données de combustible déterminées ; et 25 la détermination (S13) du fait qu'une composition définie temporairement de l'assemblage combustible est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvée pour un coeur sur la base de la formule de critère. 2. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon la revendication 1, dans lequel e est supérieur ou égal à 5%. 30 3. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon la revendication 1 ou 2, dans lequel la formule de critère est 3062746 - 20 - al - e-b 4. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon la revendication 3, dans lequel chacun de al et a2 est égal à 0,57, 5 b est égal à 1,8 et c est égal à 0,8. 5. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel l'enrichissement de l'uranium enrichi en U235 dans le combustible contenant le poison consommable est inférieur à l'enrichissement maximum de l'uranium 10 enrichi en U235 dans le combustible de l'assemblage combustible. 6. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, dans lequel les barres de combustible sont agencées suivant une matrice en treillis carré et au moins une des barres de combustible contenant le poison consommable n'est pas située face à 15 d'autres barres de combustible avec au moins un côté des quatre côtés des barres de combustible agencé dans la matrice en treillis carré. 7. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, dans lequel les barres de combustible sont agencées suivant une matrice en treillis carré et au moins une des barres de combustible contenant le poison consommable est située face à d'autres barres de combustible contenant le poison consommable, au moins un côté des quatre côtés des barres de combustible étant agencé dans la matrice en treillis carré. 8. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, dans lequel le poison consommable contient des composés contenant du gadolinium, de l'erbium ou du bore. 9. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, dans lequel le poison 30 consommable est de la gadoline et la concentration en maximum en gadoline dans le combustible est inférieure à 20 % en poids. 3062746 - 21 - 10. Procédé de conception de l'assemblage combustible du réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel le poison consommable est de la gadoline dans lequel la gadoline de masse atomique impaire est plus concentrée que la gadoline de masse 5 atomique paire. 11. Procédé de conception d'un coeur d'un réacteur à eau légère, qui comporte une pluralité d'assemblages combustibles agencés en parallèle et agencés suivant une matrice en treillis carré séparés par une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des assemblages combustibles, 10 un dispositif de commande de réactivité sur la distance entre les assemblages combustibles, une pluralité de barres de combustible agencées en parallèle, séparées par une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des barres de combustible de l'assemblage combustible, les barres de combustible comportant un revêtement de combustible et un combustible dans le 15 revêtement de combustible, le combustible contenant un matériau à base de dioxyde d'uranium contenant de l'uranium enrichi en U235, certaines des barres de combustible comportant un poison consommable dans le combustible, le procédé comprenant : l'accumulation des données de combustible déterminées étudiées par des 20 analyses ou expérimentations, montrant que chaque couple d'une combinaison de p - n/N et e est approuvé pour le coeur ou n'est pas approuvé pour le coeur, dans lequel N est un nombre entier supérieur ou égal à 2 et un nombre des barres de combustible dans l'assemblage combustible, n est un nombre des barres de combustible contenant le poison consommable et un entier supérieur ou égal à 1 et 25 inférieur à N, p est un rapport en % en poids du poison consommable dans le combustible et e est un enrichissement en % en poids de l'uranium 235 contenu dans toutes les barres de combustible dans l'assemblage combustible ; la formulation d'une formule de critère qui détermine si une combinaison de p - n/N et e est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvée pour un coeur et 30 est formulée sur la base des données de combustible déterminées ; et la détermination du fait qu'une composition définie temporairement de 3062746 - 22 - l'assemblage combustible est approuvée pour un coeur ou n'est pas approuvée pour un coeur sur la base de la formule de critère. 12. Procédé de conception du coeur du réacteur à eau légère selon la revendication 11, 5 dans lequel les barres de combustible contenant le poison consommable ne sont pas agencées à proximité du dispositif de commande de réactivité. 13. Procédé de conception du coeur du réacteur à eau légère selon la revendication 11 ou 12, dans lequel le réacteur à eau légère comporte un dispositif d'instrumentation nucléaire agencé dans un interstice entre les assemblages 10 combustibles, différent d'un interstice dans lequel le dispositif de commande de réactivité est agencé, et les barres de combustible contenant le poison consommable ne sont pas agencées à proximité du dispositif d'instrumentation nucléaire. 14. Procédé de conception du coeur du réacteur à eau légère selon l'une 15 quelconque des revendications 11 à 13, dans lequel un dispositif de commande de réactivité et certaines des barres de combustible entourant le dispositif de commande de réactivité composent une cellule de commande, et la composition définie temporairement du combustible de la cellule de commande est déterminée par la formule de critère. 20 15. Assemblage combustible de réacteur à eau légère comprenant : une pluralité d'assemblages combustibles (10) agencés en parallèle et agencés suivant une matrice en treillis carré séparés par une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des assemblages combustibles ; une pluralité de barres de combustible (11; 12) agencées en parallèle, 25 séparées d'une certaine distance dans une direction perpendiculaire à l'axe longitudinal des barres de combustible dans l'assemblage combustible ; un revêtement de combustible (20) contenu dans les barres de combustible ; un combustible contenu dans les barres de combustible et recouvert par le revêtement de combustible et contenant un matériau à base de dioxyde d'uranium 30 contenant de l'uranium enrichi en U235, dans lequel certaines des barres de combustible (12) contiennent un poison consommable dans le combustible, et p, 3062746 - 23 - n, N et e satisfont une formule : 0,57 e - 1,8