FR 2077280 A1 19711022 FR 7102214 A 19710122 71 02214 1 2077280 La présente invention concerne les procédés d'obtention de flux neutroniques et les dispositifs pour la réalisation desdits procédés et plus particulièrement, les procédés d'obtention d1impulsions neutroniques et les réacteurs nucléaires pour la réalisation desdits 5 procédés, utilisables dans les études faisant appel à des neutrons thermiques à diverses énergies, ainsi que pour résoudre de nombreuse problèmes imposant le rapport maximum entre les neutrons de l'impulsion et le fond neutronique. Il existe un procédé d'obtention d'impulsions neutroniques con-10 sistant à mettre en présence du combustible nucléaire et un modérateur de neutrons. Il existe aussi un réacteur nucléaire pour réaliser ledit procédé qui comporte du combustible nucléaire et une enceinte à modérateur de neutrons où se produit l'impulsion neutronique. 15 Dans ledit réacteur le modérateur de neutrons (graphite) est imprégné de combustible nucléaire (uranium) et réalisé sous forme de blocs isolés dont l'empilement constitue la zone active du réacteur, et l'impulsion neutronique s'obtient par retrait rapide de barres absorbantes de cette zone active. 20 L'inconvénient majeur de ce réacteur nucléaire réalisant ledit procédé réside dans le fait que les neutrons etde l'énergie thermique de fission nucléaire sont dégagés dans un même volume de la zone active ce qui conduit à un échauffement intensif au modérateur de neutrons et à l'impossibilité de maintenir ce dernier à des tempéra-25 tares prescrites, donc d'obtenir des champs de neutrons thermiques. Il y a de plus un autoétouffement dû au coefficient négatif de 'tempe-rature. Le but de la présente invention est de remédier aux inconvénients ci-dessus. 30 La présente invention se propose de mettre au point m procédé d'obtention d'impulsions neutroniques permettant l'extraction de l'énergie thermique de fission nucléaire de la zone active et m réacteur nucléaire pour la réalisation dudit procédé, conçu de manière à permettre d'avoir la aone active froide et de régler la tem-35 pérature du modérateur de neutrons. Le problème posé est résolu par le fait que, dans un procédé d'obtention d'impulsions neutroniques par mise en présence du combustible nucléaire et du modérateur de neutrons, salon 15invention, le combustible nucléaire est disposé en dehors du modérateur de neutrons 40 avant et après chaque impulsion neutronique et par le fait que la 71 02214 2 2077280 mise en présence du combustible nucléaire et du modérateur de neutrons est opérée par transport du combustible nucléaire à travers le modérateur de neutrons. Pour l'utilisation renouvelée du combustible nucléaire, il con-5 vient qu'après l'obtention de l'impulsion neutronique le combustible nucléaire soit refroidi. Pour la réalisation dudit procédé, dans un réacteur nucléaire renfermant du combustible nucléaire et une enceinte à modérateur où se produit l'impulsion neutronique, selon l'invention, ladite encein-10 te à modérateur est traversée de part ea part par au moins un canal de transport de combustible nucléaire, ce dernier étant disposé dans ledit canal de manière à être transportable le long de celui-ci à l'aide de moyens appropriés. Pour un refroidissement intensif du combustible nucléaire en 15 vue de l'utilisation renouvelée de celui-c^le réacteur peut être doté d'un moyen de refroidissement de combustible nucléaire, disposé par rapport à 1'enceinte h modérateur de manière que le combustible nucléaire y accède après la production de l'impulsion neutronique. Il est souhaitable que le canal de transport de combustible 20 émette de part et d'autre de l'enceinte à modérateur de neutrons et que le moyen de transport de combustible nucléaire dans ledit canal soit réalisé sous forme d'enroulements d'excitation produisant un champ magnétique et placés au voisinage immédiat dudit canal de transport et le long de celui-ci de manière à assurer successivement la 25 suspension, l'accélération et le freinage du combustible nucléaire. Grâce à un tel mode de réalisation du réacteur proposé mettant en application le procédé d'obtention d'impulsions neutroniques selon 1'invention,le combustible nucléaire ne se trouve dans le modérateur de neutrons qu'à l'instant de création des impulsions neutro-30 niques, et 1'énergie thermique de fission nucléaire est transférée en dehors de l'enceinte à modérateur dereutrons,sans que ce dernier ait le temps de chauffer. Cela permet de régler la température du modérateur et d'obtenir des champs de neutrons thermiques, ainsi que, le coefficient négatif de température étant pratiquement inexistant, 35 d'avoir des flux neutroniques sn impulsions élevés. Dans ce qui suit; la présente invention est exploitée par la description d'un-exemple concret et non limitatif de réalisation et par les dessins, où : - la figure 1 représente le schéma général d'un réacteur nuclé-40 aire9 établi selon l'invention pour la mise en oeuvre du procédé 71 02214 3 2077280 d'obtention d'impulsions neutroniques selon l'invention; - la figure 2 est une coupe de ce même réacteur suivant la ligne II-II de la figure 1. le réacteur nucléaire permettant de réaliser le procédé d'obten-5 tion d'impulsions neutroniques selon l'invention comporte du combustible nucléaire 1 ( de l'uranium), renfermé dans des cylindres métalliques, et une enceinte à modérateur de neutrons 2, qui avec le combustible nucléaire 1 forme la zone active au moment de production de l'impulsion neutronique. 10 Avant et après l'impulsion neutronique le combustible nucléaire se trouve en dehors de l'enceinte à modérateur de neutrons 2 (positions A et B respectivement). L'enceinte 2 représente un récipient métallique cylindrique; le rôle de modérateur est rempli par du deu-térium liquide. 15 L'enceinte à modérateur de neutrons 2 est traversée,de part en part, de trois canaux verticaux 3 de transport du combustible nucléaire 1, réalisés sous forme de tubes dépassant de part et d'autre de l'enceinte 2 et exécutés en matériau paramagnétique (en l'occurence, en titane). 20 Le combustible nucléaire 1, contenu dans chacun desdits canaux 3, est déplaçable le long de chaque canal à l'aide d'un moyen approprié. Dans le mode de réalisation considéré d*J réacteur le moyen de transport du combustible nucléaire 1 dans les canaux 3 se présente sous la forme d'enroulements d'excitation 4 à 7, disposés à proximi-25 té immédiate des canaux 3 et le long de ceux-ci d'une manière telle que les enroulements d'excitation 4, alimentés en courant continu, assurent la suspension du combustible nucléaire 1, les enroulements 5 alimentés en courant alternatif, son accélération et les enroulements 6 et 7 alimentés, eux aussi, en courant alternatif, son frei-30 nage. Le réacteur comprend encore un moyen 8 de refroidissement du combustible nucléaire 1, disposé par rapport à l'enceinte à modérateur de neutrons 2 de façon telle que le combustible nucléaire 1 y accède après l'impulsion neutronique. Dans la réalisation considérée 35 le moyen 8 représente un récipient métallique cylindrique où circule un fluide réfrigérant; le moyen 8 se situe en aval de l'enceinte à modérateur de neutrons 2, le long du trajet du combustible nucléaire 1. Pour faire remonter du moyen 8 et y faire descendre le combus-40 tible. nucléaire 1, le réacteur nucléaire en question comporte des 71 02214 4 2077280 enroulements d'excitation 9, alimentés en courant alternatif, et des tiges 11 munies de ressorts 10. Les canaux 3 sont fermés en haut et en bas respectivement avec des chapeaux 12 et 13 et espacés entre eux d'une distance définie 5 par les paramètres physiques du combustible nucléaire et du modérateur de neutrons. Suivant ces paramètres, le nombre de canaux peut être différent. Comme indiqué à la figure 2, les canaux sont équidis-tants l'un de l'autre. Le réacteur nucléaire,pour la réalisation du procédé d'obtention 10 d'impulsions neutroniques selon l'invention,fonctionne de la façon suivante. Un cycle de fonctionnement du réacteur réalisant une seule impulsion neutronique peut être divisé en deux étapes. La première : montée du combustible nucléaire 1 du moyen de re-15 froidissement 8, disposé en dehors de l'enceinte à modérateur de neutrons, aux enroulements d'excitation 4 (position A à la figure 1). Par convention, cette étape.est dite marche à vide, étant donné qu'elle ne donne pas lieu à l'impulsion neutronique. La seconde î descente du combustible nucléaire 1 des enroule-20 ments d'excitation 4 au moyen de refroidissement 8. Cette étape est dite cycle de travail. Pour charger le réacteur, on retire les chapeaux 13 fermant les canaux de transport 3 et l'on introduit dans lesdits canaux 3 le combustible nucléaire 1, les tiges 11 et les ressorts 10. Ensuite on 25 referme les canaux 3 avec les chapeaux 13. Dans ce cas le combustible nucléaire 1, contenu dans le moyen de refroidissement 8, se trouve en dehors du modérateur de neutrons dans une position (position B à la figure 1), permettant ultérieurement son refroidissement, pendant le fonctionnement de la pile. 30 Pour préparer le réacteur au cycle de travail, on met sous ten sion les enroulements d'excitation 9, 7 et 6 qui sont tous à cet instant branchés de manière à produire un champ électromagnétique dirigé du bas vers le haut. Les canaux sont mis en service non pas simultanément, mais à tour de rôle, avec une certaine temporisation. 35 Cela est nécessaire pour éviter que les canaux 3 n'amènent tous à la fois leur combustible nucléaire 1 à l'enceinte à modérateur de neutrons 2, ce qui pourrait déclencher une réaction en chaîne. Le champ des enroulements d'excitation 9 fait monter les tiges 11 avec le combustible nucléaire 1 à un niveau où. ledit combustible 40 1 se trouve sollicité par le champ de l'enroulement d'excitation 7. 71 02214 5 2077280 Cela étant, les enroulements 9 sont mis hors tension, le champ électromagnétique de l'enroulement 7 entraîne le combustible nucléaire 1 et, assisté de celui de l'enroulement d'excitation 6, le met en mouvement vers le haut dans le canal 3 avec une vitesse qui sous 5 1'effet de la pesanteur tend vers zéro à mesure que le combustible nucléaire 1, en mouvement vers le haut, approche de la zone d'action de l'enroulement d'excitation 4. La mise sous tension des enroulements 4 s'opère lorsque le combustible nucléaire 1 quitte la zone d'action de l'enroulement 6. 10 L'effort développé par l'enroulement 4 est tel que le combustible nualéaire 1 est freiné et reste en état suspendu (position A à la figure 1). Les enroulements d'excitation 6 et 7 sont alors -mis hors de tension. Lorsque le combustible nucléaire 1 dans tous les canaux 3 se 15 trouve suspendu, la marche à vide est considérée comme terminée, et la pile est en état de commencer le cycle de travail (position A à la figure 1). Dans ce cas tout le combustible nucléaire 1 se situe en dehors du réservoir à modérateur de neutrons 2. Pour démarrer le cycle de travail du réacteur, on coupe l'ali-20 mentation des enroulements d'excitation 4 et l'on établit celle des enroulements d'excitation 5. Le combustible nucléaire 1 se trouve entraîné par le champ électromagnétique des enroulements 5 et accéléré jusqu'à la vitesse requise. Après le départ du combustible nucléaire 1 de la zone d'action 25 des enroulements 5 ces derniers sont mis hors tension, et toute la masse de combustible nucléaire 1 passe à travers le réservoir à modérateur de neutrons 2, ce qui a pour effet d'y produire une impulsion neutronique d'une durée d'environ 10~^a. L'importance et la durée du flux neutronique ainsi obtenu sont mesurées à l'aide d'ins-30 trament s appropriés (non représentés). Une fois sortie de la zone active, toute la masse de combustible nucléaire 1 tombe sous l'action des enroulements d'excitation 6 et 7 dont le champ ralentit la vitesse du combustible nucléaire 1 à une valeur voisine de zéro. 35 En même temps que les enroulements d'excitation 6 et 7, on met sous tension les enroulements 9. L'effet en est que les tiges 11 montent au point que le combustible nucléaire 1 prend appui sur leur partie supérieure. Après cela les enroulements 6, 7 et 9 sont mis hors tension, les tiges 11 descendent sur les ressorts 10 et le com-40 bastible nucléaire 1 prend dans le moyen de refroidissement S une 71 02214 6 2077280 position en laquelle il se refroidit. Après le refroidissement du combustible nucléaire 1 à des températures prescrites la pile se trouve préparée au cycle suivant cjest-à-dire à la production d'une nouvelle impulsion neutronique. 5 la présente pile mettant en application le procédé d'obtention d'impulsions neutroniques selon l'invention permet de maintenir les modérateurs à diverses températures dont la gamme s'étend des basses (hélium) aux élevées. De plus, la présente pile est pratiquement exempte de fond neutronique. Ces particularités peuvent être d'une 10 grande utilité pour des recherches liées à des neutrons thermiques à diverses énergies, tout comme pour la solution des problèmes imposant le rapport maximuïi entre les neutrons de l'impulsion et le fond neutronique 71 02214 7 2077280 REVENDICATIONS 1 - Procédé d * obtentiôR.1 d1 impulsions neutroniques par mise en présence d'un combustible nucléaire et d'un modérateur de neutrons, caractérisé par le fait qu'après l'obtention de chaque impulsion neutronique le combustible nucléaire est porté en dehors du modérateur de neutrons et par le fait que la mise en présence du combustible nucléaire et du modérateur de neutrons s'effectue par transport rapide dudit combustible à travers le modérateur de neutrons. 2 - Procédé selon la revendication 1,caractérisé par le fait qu'après l'obtention de chaque impulsion neutronique le combustible nucléaire subit un refroidissement. 3 - Réacteur nucléaire pour réaliser le procédé selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, comportant du combustible nucléaire et -une enceinte à modérateur de neutrons, caractérisé par le fait que ladite enceinte à modérateur de neutrons (2) est traversée de part en part par au moins un canal (3) servant au transport du combustible nucléaire (1), ce dernier étant disposé dans ledit canal (3) de manière à être déplacable le long de celui-ci à l'aide de moyens appropriés. 4 - Réacteur nucléaire selon la revendication 3, caractérisé par le fait qu'il comprend un moyen (8) de refroidissement du combustible nucléaire {1), disposé par rapport à l'enceinte à modérateur de neutrons (2) de manière que le combustible nucléaire (1) y accède après la production de chaque impulsion neutronique. 5 - Réacteur nucléaire selon les revendications 3 et 4, caractérisé par le fait que le canal de transport (3) traversant de part en part l'enceinte à modérateur de neutrons (2) dépasse de part et d'autre sur celui-ci et -par le fait que le moyen de transport du combustible nucléaire dans ledit canal (3) est réalisé sous forme d'enroulements d'excitation (4 à 7) produisant un champ électromagnétique et disposés au voisinage immédiat dudit canal (3) et le long de celui-ci de façon à assurer la suspension, l'accélération et le freinage de combustible nucléaire (1).