FR 2372493 A1 19780623 FR 7635603 A 19761125 La présente invention concerne, en général, un procédé permettant de réduire le cout d'utilisation des réacteurs nucléaires et, plus particulièrement, elle concerne un procédé consistant à incorporer ou introduire du béryllium (ou ses composés) dans le faisceau de barres de combustibles de réacteurs nucléaires pour réduire la quantité de D20 nécessaire dans un réacteur à eau lourde, ou pour réduire le taux d'enrichissement de l'uranium dans un réacteur à eau légere, et pour réduire les besoins en éléments de combustible résultants. Le béryllium ayant un faible seuil (n,2n) et des sections efficaces de capture des neutrons extrêmement faibles, il peut etre utilisé dans un réacteur non seulement comme un bon modérateur de neutrons mais également comme un multiplicateur rapide de neutrons. Avec une ou plusieurs barres de béryllium incorporées convenablement dans un élément de combustible du type formant un faisceau dans des zones où le spectre des neutrons est aussi raide (ou rapide) que possible, les réactions (n,2n) dans le béryllium peuvent tre efficacement utilisées pour participer à la fonction de ralentissement des neutrons et également pour assurer une certaine multiplication supplémentaire des neutrons.Du fait de ces deux effets rapides, le pas du réseau (et, donc, la quantité de D20 requise) dans une cellule de réacteur à eau lourde peut être réduit en incorporant de maniere appropriée des barres de béryllium dans le carburant sans réduire le facteur de multiplication de neutrons. Dans le cas de réacteurs à eau légere, un élément de carburant formé d'uranium plus faiblement enrichi dans lequel est incorporé, de manière appropriée, du béryllium peut etre utilisé pour obtenir la meme multiplication de neutrons qu'avec de l'uranium plus fortement enrichi. Des réacteurs tels que ceux du type dit CANDU utilisant la modération à l'eau lourde sont intéressants du fait de leur possibilité d'utiliser de l'uranium naturel comme carburant. Le pas du réseau nécessaire pour de tels réacteurs à D20 est, toutefois, habituellement important par rapport à d'autres types de réacteurs nécessitant un coeur ayant de grandes dimensions et une grande quantité de modérateur'de l'eau lourde, qui est relativement coûteux. Une partie importante du coût d'un réacteur à eau lourde est due à la quantité de D20 requise. Pour les réacteurs à eau légère, il est bien connu que seuls des combustibles formés d'uranium enrichi peuvent rendre ce réacteur critique. Toutefois, si l'enrichissement de l'uranium formant le combustible peut être réduit sans réduire l'effet global de multiplication des neutrons, le court du carburant de ce type de réacteur sera plus économique que celui des réacteurs existants. La présente invention a pour objet d'incorporer, de manière appropriée, un élément léger, tel que du béryllium (ou ses composés) qui a un faible seuil (n, 2n) et des sections efficaces de capture des neutrons rapides et thermiques extremement faibles tout en ayant une bonne puissance de ralentissement des neutrons, dans des faisceaux de combustible nucléaire pour ralentir partiellement les neutrons rapides par les réactions (n,2n) dans le béryllium avant que les neutrons se transportent dans la zone du modérateur et soient thermalisés et mis sous la forme de neutrons thermiques. Un neutron supplémentaire est gagné pendant ce temps à partir de chacune de ces réactions.Du fait de l'effet rapide du béryllium et de sa capture négligeable de neutrons rapides et thermiques, le facteur de multiplication des neutrons d'un élément de combustible nucléaire peut ainsi être augmenté en introduisant de manière appropriée des barres de béryllium dans l'élément de combustible. Puisque les réactions (n,2n) peuvent etre induites seulement par des neutrons ayant des énergies non inférieures au seuil, les barres de béryllium devront être placées dans des positions, à l'intérieur du faisceau de combustible, où le spectre des neutrons est aussi dur que possible pour utiliser efficacement les effets rapides. La présente invention sera bien comprise à la lecture de la description suivante faite en liaison avec les dessins cijoints dans lesquels La figure 1 est une vue en coupe d'un élément de combustible type de l'art antérieur utilisé dans le réacteur à eau lourde pressuriseede1Douglas Point (Canada) ou réacteur dit (CANDU-PHW); La figure 2 est une variante de l'élément de combustible de la figure 1 selon un mode de réalisation de la présente invention; La figure 3 est un graphique montrant le facteur de multiplication des neutrons par rapport au pas du réseau de l'élément de combustible pour un réacteur à eau lourde pressurisée du type de celui de Douglas Point (CANDU-PHW) des figures 1 et 2;; La figure 4 est un graphique montrant le facteur de multiplication des neutrons quand on utilise, comme réfrigérant, H20 au lieu de D20 pour l'élément de combustible de la figure 2 et pour un élément de combustible similaire dont le tube central ne contient pas de barre de combustible (le point porté sur la figure 4) pour simuler l'élément de combustible utilisé dans un réacteur à eau légère bouillante du type dit (CANDU-BLW) ; La figure 5 est une vue en coupe en plan d'un élément de combustible tel qu'il est utilisé dans un autre réacteur du type dit CANDU-PHW, le réacteur de la centrale de Pickering (Canada) modifié selon la présente invention; La figure 6 montre les réactivités de 1' élément de combustible de la figure 5 par rapport à celles d'un élément de combustible d'un réacteur à eau lourde du type de celui de la centrale de Pickering;; La figure 7 est une vue en coupe, en plan, d'un élément de combustible de la présente invention pour des réacteurs à eau lourde; et La figure 8 est un graphique montrant la réactivité par rapport à l'enrichissement de l'uranium pour l'élément de combustible représenté dans la figure 7 ayant un réseau carré de 9,5 cm de pas. Dans les figures 1, 2, 5 et 7, les cercles blancs représentent les barres de combustible du faisceau du réacteur et les cercles hachurés représentent les barres de béryllium incorporées selon la présente invention. Le graphique de la figure 3 montre en ordonnées le facteur de multiplication des neutrons par rapport au pas P du réseau carré de disposition des barres de combustible calculé par un code de calcul dit code Monte-Carlo, HWCOR-SAFE, pour un élément type de combustible contenant 19 barres de combustibles, du type CANDU (figure 1), utilisé dans la centrale nucléaire de Douglas Point au Canada. Dans l'élément de carburant d'origine de la Centrale de Douglas Point (figure 1) les 19 barres de combustible sont faites de U02 naturel revêtu de Zircaloy-2 et le pas du réseau carré est de 22,86 cm. Dans l'élément de combustible proposé par la présente invention comprenant une barre contenant du béryllium (figure 2), la barre centrale est remplacée par une barre de béryllium revêtue de Zircaloy-2 des même dimension.On fait varier le pas du réseau carré de l'élément de carburant. Les résultats calculés tels qu'ils sont indiqués dans la figure 3 (trait plein) montrent que l'élément de combustible dans lequel on a incorporé du béryllium selon la présente invention (figure 2) avec un pas de 22 cm a environ le même facteur de multiplication des neutrons que celui de l'élément de combustible d'origine (point noir) de la centrale de Douglas Point (figure 1). Une réduction de 0,86 cm du pas dans ce cas équivaut a une économie de 9 % environ de la quantité de D20 modérateur. Comme second exemple (non représenté) de l'emploi d'un modérateur des réactions (n,2n) dans le combustible du réacteur à eau lourde, on remplace le réfrigérant, D20,de l'élément de combustible susmentionné (du type représenté dans la figure 1) par H20 et la barre de combustible centrale est remplacée par une barre support centrale tubulaire ne comportant pas de combustible, le pas du réseau de l'élément de combustible étant agrandi et porté a environ 27 cm pour simuler un élément de combustible d'un réacteur du type dit CANDU-BLW, tel que celui utilisé dans la centrale nucléaire de Gentilly (Canada).Les réactivités calculées par le procédé dit code Monte-Carlo pour cet élément de combustible respectivement avec et sans la barre centrale tubulaire remplacée par une barre de béryllium de même dimension, sont représentées dans la figure 4. On peut voir d'après la figure 4 qu'en introduisant la barre de béryllium dans le centre de l'élément de combustible, le pas du réseau peut être réduit d'environ 2 cm sans réduire la réactivité permettant ainsi une économie d'environ 16,5 % du modérateur formé de D20 dans ce cas. Dans cette figure est porté en ordonnées , le facteur de multiplication, et en abcisses le pas du réseau carré de l'élément de combustible. Le trait plein indique la réactivité calculée avec la barre de béryllium introduite et le point noir la réactivité de l'élément de combustible d'origine, sans barre de béryllium. La figure 5 représente l'élément de combustible à 28 barres du type dit CANDU utilisé dans la centrale de Pickering au Canada comportant 12 barres de béryllium supplémentaires incorporées dans les positions représentées. D'après les résultats calcu lés de la réactivité tels qu'ils sont portés dans la figure 6 (trait plein), on peut voir qu'avec les 12 barres de béryllium incorporées dans l'élément de combustible, le pas peut être réduit de la valeur originale de 28,58 cm à 27,4 cm sans réduire la réactivité de l'élément de combustible d'origine dans lequel on n'a pas incorporé de béryllium (point noir). Ceci permet une économie d'environ 9,78 % de la quantité requise de modérateur formé de D20. Pour les réacteurs à eau légère, pour simplifier les calculs par le procédé dit code Monte-Carlo, un élément de combustible à disposition concentrique peut être utilisé. La figure 7 donne un exemple de l'élément de combustible d'un réacteur à eau légè- re (LWR), comportant des barres de béryllium introduites dans celui-ci. Chaque élément de combustible est constitué par un faisceau de 19 barres de combustible de U02 enrichi et de 6 barres de béryllium plus petites. Dans ce cas, la dimension des barres de combustible est la même que celle d'un réacteur du type à eau bouillante (BWR).Pour illustrer les résultats qui peuvent être obtenus par l'introduction de barres de béryllium dans l'élément de combustible représenté dans la figure 7, des calculs de réactivité ont été effectués pour l'élément de combustible contenant des barres ayant diverses valeurs d'enrichissement d'uranium et ces résultats ont été portés dans la figure 8. Dans cette figure, en ordonnées est porté le facteur de multiplication, en abscisses le taux d'enrichissement(%)P de l'uranium 235 ; les résultats de réactivité calculés du réacteur modifié selon la présente invention sont portés en trait plein, la réactivité du réacteur d'origine pour une valeur donnée d'enrichissement de 1'U235 est représentée par le point noir.La valeur choisie de l'enrichissement de l'uranium pour l'élément de combustible dont on avait retiré les 6 barres de béryllium était de 1,95 % en poids de U2351ce qui est typique pour un réacteur à eau bouillante. Un réseau carré ayant un pas de 9,5 cm a été utilisé dans les calculs par le code dit de Monte-Carlo dans ce cas. On voit d'après la figure 8 que la valeur d'enrichissement de l'uranium d'un élément de combustible contenant des barres de béryllium comme cela est représenté en figure 7 peut être réduite d'environ 0,1% en poids par rapport au cas où il ne comporte pas de barre de béryllium incorporée tout en assurant le même facteur de multiplication des neutrons. Bien que les éléments de combustible des figures 1, 2, 5 et 7 aient été représentés et décrits en fonction de leurs composants et de leur vue en plan représentée ici, il apparaîtra à l'homme de l'art que la construction et les détails de structure des éléments de combustible et des réacteurs dans lesquels ils sont utilisés est classique par ailleurs et connue. La présente invention n'est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d'être décrits, elle est au contraire susceptible de variantes et de modifications qui apparaîtront à l'homme de l'art. REVENDICATIONS 1 - Réacteur nucléaire modéré à l'eau lourde dans lequel des barres de combustible nucléaire sont disposées suivant un faisceau formant un réseau de pas prédéterminé, caractérisé en ce qu'au moins une barre comprenant du béryllium est introduite dans le faisceau de barres de combustible , d'où il résulte que le pas du réseau du faisceau de barres de combustible résultant peut être réduit sans affecter sensiblement la valeur de multiplication des neutrons du réacteur. 2 - Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que les barres de combustible nucléaire sont disposées suivant un faisceau comportant une barre centrale et des barres de combustible nucléaire disposées annulairement, de façon concentrique et autour de la barre centrale et en ce que la barre de combustible centrale est remplacée par une barre comprenant du béryllium. 3 - Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'au moins une barre comprenant du béryllium est disposée dans le faisceau entre les barres de combustible nucléaire. 4 - Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que la barre comprenant du béryllium est enfermée dans une enveloppe métallique ayant une faible section efficace d'absorption des neutrons. 5 - Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que le faisceau de barres de combustible a les dimensions représentées dans la figure 2. 6 - Réacteur nucléaire selon revendication 1, caractérisé en ce que le faisceau de barres de combustible a les dimensions représentées dans la figure 5. 7 - Réacteur nucléaire modéré à l'eau légère dans lequel des barres de combustible nucléaire sont disposées suivant un faisceau, ce combustible nucléaire étant constitué par de l'uranium enrichi, caractérisé en ce qu'il comprend au moins une barre comprenant du béryllium introduite dans le faisceau de barres de combustible, d'où il résulte que le degré d'enrichissement du combustible nucléaire peut être réduit sans affecter sensiblement le facteur de multiplication des neutrons du réacteur. 8 - Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caracté risé en ce qu'au moins une barre contenant du béryllium est disposée dans le faisceau entre les barres de combustible nucléaire. 9 - Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que la barre comprenant du béryllium est enfermée dans une enveloppe métallique ayant une faible section efficace d'absorption des neutrons. 10 - Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que le faisceau a les dimensions représentées dans la figure 7. 11 - Réacteur nucléaire modéré à l'eau légère dans lequel des barres de combustible nucléaire sont disposées suivant des réseaux, caractérisé en ce qu'il comprend au moins une barre de béryllium, ou de ses composés, disposée dans le réseau de barres de combustible , d'où il résulte que le degré d'enrichissement de l'uranium dans le réacteur nucléaire modéré à l'eau légère peut être réduit sans réduire sensiblement le facteur de multiplication des neutrons du réacteur. 12 - Réacteur nucléaire modéré à l'eau lourde dans lequel les barres de combustible nucléaire sont disposées suivant des réseaux, caractérisé en ce qu'il comprend au moins une barre de béryllium, ou de ses composés, disposée dans le réseau de barres de combustible , d'où il résulte que la quantité de modérateur formé d'eau lourde dans le réacteur peut être réduite sans réduire sensiblement le facteur de multiplication des neutrons du réacteur. 13 - Procédé de réduction de la quantité d'eau lourde dans des réacteurs nucléaires modérés à l'eau lourde contenant des éléments de combustible disposés sous la forme d'un réseau sans diminuer la réactivité du réacteur, caractérisé en ce qu'il consiste à introduire une ou plusieurs barres de béryllium ou de ses composés dans le réseau de barres de combustible du réacteur. 14 - Procédé de réduction de l'enrichissement de l'uranium dans des réacteurs nucléaires modérés à l'eau légère contenant des éléments de combustible nucléaire disposés sous la forme d'un réseau sans diminuer la réactivité des réacteurs, caractérisé en ce qu'il consiste à introduire une ou plusieurs barres de béryllium ou de ses composés dans le réseau de barres de combustible du réacteur.