. 2027510 Lt présente inrration a pour objet la misa sur pied d'unmuveau procédé propre k Mttndmr l'opacité neutre ni que thermique at épithermique, ainsi que les paramètres de multiplication d'éléments de combustible nucléaire du type k faisceaux. Ce procédé nécessite l'utilisation d'un faisceau unique qui 5 doit ttre introduit la long de l'axe d'une colonne de modération, laquelle ast irradiée par une source de neutrons située à l'une de sas bases. Le* dits paramètres d'absorption et de multiplication neutronique (que l'on peut déduira, selon le présent procédé, par adaptation des Mesures es-périmentales du fias neutronique, effectuées dans le modérateur, au moyen d'é-10 quationa mathématiques appropriées) peuvent ttxe utilisés soit dans le cadra des travaux ueels, soit convenablement Modifiés selon les théories hétérogènes des réacteurs nucléaires, pour assembler des précisions de criticalité concernant les noyaux centraux ralentis au moyen de D^O ou de graphite. On des avantages surprenants de l'invention réside en ceci : on 15 pot obtenir des estimations sftres de l'état critique des réacteurs hétérogènes alimentés par des faisceaux, en utilisant un dispositif expérimental dans lequel on doit introduira et irradier seulement un segasnt du faisceau soumis à examen. La conséquence en est que notre procédé se trouva être exceptionnellement peu onéreux et particulièrement bien adapté k l'étude des réseaux constitués par des 20 éléments de combustible coûteux, comme c'est la cas d© ccîîs comportant du plutonium en de l'U 233. Bans les réacteurs ralentis k l'eau lourde ou au graphite on utilise actuellement des éléments de combustible de grandes dimensions constitués par des faisceaux de petites barres de matière fissile, soit k l'état pur, soit parfois 25 d'oxyde et carbura. Les petites barres ("crayons de combustible"), individuellement revêtues et légèrement espacées l'une de l'autre, sont enfermées ensemble dans ce qu'il est convenu d'appeler une "cuve" (calendria tube = tambour de calandre) . Dans d'autres cas les unités élémentaires de combustible sont coos— 30 tituées par des tubes coaxiaux, individuellement revêtus et constitués, selon le cas, par du métal, de l'oxyde ou du carbure. Tous ces éléments de combustible, k l'intérieur desquels circule en règle générale, lors du fonctionnement, un fluide de refroidissement, sont de dimensions asseg fortes, c'est-k-dire qu'ils ont un diamètre de l'ordre de 10 k 20 cm. et une longueur de plusieurs mètres. Nous les 35 désignerons brièvement sous le nom de "faisceaux". bAD ORIGINAL 69 22467 2 2027510 Pour ce qui concerne 1« bilan neutnmique dans le di—n«lowr—ni dts réacteurs de puissance ralentis par 0^0 ou par graphite et utilisant des faisceaux, on a coursmaent employé les techniques expérimentales suivantes : 1) Basai» critiques à noiaeance aero. Ils emploient une sioulation du système 5 de Multiplication K échelle complètef y compris la nasse critique en entier. 2) Essais exponentiel», 11b nécessitent une fraction considérable de la aasse critique. 3) La Méthode de substitution progressive et 4) FCfS (PtQrsicfti Constante Tssting Beactor s Réacteur d'Essai des Constantes ÎÛ Physiques). Les deux dernières techniques exigent un réacteur critique auxiliaire et «ont parfois susceptibles de produire, des résultats dont l'interprétation et l'extrapolation au réacteur k échelle complète ne sont pas exempte.; d'ambipiité» Ceci est particulièrement vrai lorsque l'on a à faire k des struo-15 tures am des périodes de réseau extrêmement grandes. Les principaux inconvénients des procédés conventionnels peuvent être résraraés d» la façon suivante t 1} Ils ®sig®nt teujaurs l'utilisation d'un grand nombre d'éléments de combustible, ou bi®as los-sque p©a «i'sntre ces éléments sont utilisés (rarestant moins d'une 20 diaaine9 par exemple) oela nécessite des auxiliaires chers et compliqués. 2) IPmsst •ffëetuex1 un seul cycle d'essai les exigences en personnel sont en règle générale plutôt forte», eepndaot que les délais d'exécution seraient plutôt leog*i " 3) Les »étfe»d*B énunéréss ci-dessus sous les points 2, 3 et 4 conviennent peu k 25 l'étude de réseaux dans lesquels les éléments de coabustible peuvent d'ftre pas seHblables. XI n'existe pas non plus de Méthode conventionnelle adéquate lorsqu'il s'agit de Matières qu'il n'est pas facile de se procurer. Les résultats des Mesures expérimentales actuellement effectuées sont mis en corrélation avec des Modèles théoriques afin d'obtenir, soit loca-30 lement, soit globalement, les propriétés de Multiplication des structures examinées. Pour les techniques Mentionnées ci-dessus on peut en retirer respectivementt 1) La constante de multiplication effective, ; 2 * 2 2) Le laplacien Matériel B du réseau examiné où, par définition, B. = (K •* —1 )/ rf*, K «0 étant 1e facteur de Multiplication du milieu infini et ^ l'aire de bad original 22467 3 2027510 migration des neutrons ; 2 3) La différence laplacienne Ab entre la zone de référence et la région substituée. 4) Le facteur de multiplication Ko* du milieu à étendue spatiale supposée infiniment grande. Les paramètres de multiplication neutronique évoqués ci-dessus sont alors utilisés dans un cadre conceptuel basé sur le concept d'une "structure homogène, équivalente à celle examinée". Comme résultat final le formalisme conduit aux estimations de dimensions critiques et distribution de puissance homogénéisée pour des structures constituées par les mêmes milieux de multiplication que ceux sur lesquels ont été effectués les essais mentionnés aux points 2, 3 et 4 ci-dessus. Four ce qui concerne la méthode mentionnée en premier,tout résultat recherché ressort de façon quasi—évidente, mais le coût total est extrêmement élevé. Quant au problème de dimensioimeraent des structures de multiplication hétérogènes, on s envisagé de le cerner avec un point de départ totalement différent en prenant pour base la méthode de calcul de réacteurs hétérogènes dite "de la source décroissante (source-sink)" ou "de la petite source". Cette méthode est pur «sent théorique et peut être appliquée du moment qu'on connaît les paramètres hétérogènes d'absorption et de multiplication neutronique qui caractérisent chaque faisceau de combustible. Or, ces paramètres hétérogènes des éléments de combustible sont eux-mftees obtenus soit & partir d'estimations théoriques (ce qui implique des essais de contrOle, à postériori, du a&M type que ceux déjà énumérés), soit à partir des essais classiques qui viennent d'Stre décrits. En conséquence, le rôle des méthodes "de la source décroissante (source—sink)n se réduit, daus la situation actuelle, à nous fournir des renseignements plus détaillés sur la distribution des neutrons, au coeur du réacteur, en 'fonction de l'espace et de l'énergie, sons nous garantir d'économie appréciable en temps et en argent, ce qui est dû à la nature onéreuse des conditions et procédés d'essai qui semblent toujours 8tre nécessaires pour le dimen-sionnement des réacteurs à grands faisceaux. Dans le passé quelques tentatives avaient été faites afin de déterminer directement les paramètres hétérogènes d1absorption et de multiplication 22467 4 2027510 neutronique des faisceaux, tentatives partant de dispositifs utilisant un seul élément de combustible incorporé dans une colonne de modération. On n'en a toutefois pas retiré des résultats pertinents, probablement par suite des recherches théoriques inadéquates, ainsi que de la précision insuffisante dans les mesures. En fait, la déterraination du facteur de multiplication neutronique, qui est de loin la plus important^ n'a pas été tentée, cependant que les mesures de l'absorption neutronique thermique s'avéraient inutiles en l'absence du facteur de multiplication correspondant. Précédemment et depuis 1962, l'inventeur a effectué une quantité considérable de travail de recherche qui devait conduire & la création d'un procédé théorique et expérimental pour la détermination simultanée des paramètres d'opacité et de multiplication de barres d'uranium individuelles, du genre de celles utilisées dans les centrales de Calder Hall ou de Latina (c'est-à-dire ayant un diamètre extérieur de l'ordre de 2,9 k 3 cm). Les résultats obtenus conformément au travail de recherche publié en 1963-1964 prouvaient que la méthode, du moins sous la forme proposée k l'époque, n'était pas en mesure de déterminer, avec le degré de précision requis, le paramètre de multiplication d'éléments de coabustible à barre unique, cependant que, pour l'application aux faisceaux, le travail d'approche théorique, déjà élaboré, n'était pas suffisamment développé. Toutefois il a été établi par les résultats de recherches postérieures, effectuées en 1964-1965, qu'en abordant le problème de la détermination précise des paramètres d'absorption et de multiplication avec des moyens théoriques et expérimentaux considérablement améliorés on pouvait le résoudre, du moins en ce qui concerne les gros faisceaux, du type de ceux actuellement utilisés dans les réacteurs ralentis par D^O ou par graphite. Le but fondamental de la présente invention est la réalisation d'une technique nouvelle spécialement destinée à la mesure de l'absorption neutronique thermique et épithermique aussi bien qu'à celle de paramètres de multiplication d'éléments de combustible du type à faisceau. La méthode nécessite l'utilisation d'un seul' segment du faisceau à examiner, jamais plus long que 2,5 mètres, par exemple, et qui doit être introduit dans l'axe d'une colonne cylindrique de modération. Cette colonne sera irradiée, pur l'tne Ae ses bases, au moyen d'une source de neutrons plane, de puissance quelconque et aywnt, dans le sens radial BAD ORIGINAL ( 69 22467 * 2027510 une fonae arbitraire, mais possédant, de préférence, une symétrie circulaire par rapport au centre de la base elle-même (voir fig. 1). Le rayon de la colonne axpérimental© aesa eltoiait dans chaque cas, selon des critères d'optimisation pour l'essai en c® qisi concerne la précision 5 des mesures. La possibilité d'utiliser, dans des cas particuliers, deux ou plusieurs colonnes de rayon différent pour un faisceau donné est également prévue. Cela peut être fait afin d'établir l'influence du spsctre énergétique des neutrons (spectre présent sur une surface cylindrique idéale ayant un myon dé l'ordre de 15 & 20 cm et coaxiale avec l'élétaent de corabustibl©) sur les valeurs mesurées 10 des paramètres. En adoptant un procédé de es geïreo 1© foisesau peut être défiai dans le cadre très simplifié de deux paramètres (e'est=à-=dis"e l'opacité thermique et le facteur de multiplication global), sans aucune perte de renseignements concernant le calcul de criticalité ultérieur. Il est évident que le meilleur choix que l'en puisse faire quant à 15 la matière du modérateur de la colonne expérimantele, s'est que ce soit la même que celle qui sera utilisée dans le noyau central à pleine échelle. Néanmoins, on peut procéder à l'étude d'effets différentiels également dans des colonnes constituées par des modérateurs différents. •" . La méthode qui fait l'objet de la présente invention n'exige, du 20 point de vue expérimental, que des mesures conventionnelles des flux thermique et épithermique des neutrons à l'intérieur du modérateur (en même temps que la détermination de quelques indices spectraux en des points bien définis de l'espace), de façon à produire un tracé de flux aussi complet que possible de la densité neutronique thermique et épicadmivm dans la colonne. En pratique, les détecteurs sont 25 placés en de nombreux points situés sur des droites radiales choisies d'avance, aussi bien qu'en des points situés sur des droites axiales parallèles à l'axe du faisceau. Dans des cas particuliers, la méthode peut nécessiter la Mesure du facteur de conversion initiale, mesure à effectuer avec des détecteurs d'uranium, 30 aussi bien à l'intérieur qu'à l'extérieur du combustible, le long d'une droite située dans un plan parallèle aux bases de la colonne et assez éloignée du plan de la source. En interpolant les mesures du flux expérimental à l'aide de formules théoriques, comte celles qui sont données plus loin et qui expriment la solu-35 tion en un système de deux (ou plusieurs) équations intégro-différentiellea cou— \ BAD ORIGINAL 69 22467 6 2027510 plées définissant les flux thermique et épithermique dans le modérateur, nous pouvons déterminer, pour tout.faisceau examiné, les paramètres suivants : 1) La - praigriété de multiplication du faisceau qui sera désigné par ^ et qui est définie «caaa© étant la nombre d® noutrons rapides émis par le faisceau par suite 5 do la captura d'un neutron thermique oiiique ; 2) La propriété d'absorption du faisceau en neutrons thermiques qui sera désignée par NT o Ella est définie comme étant le rapport entre le courant total de neutrons entrant dans 1© faisceau et le flux de neutrons thermiques -extrapolé au contour Su faisceau lBi=a&ne 10 au contour d'un tuba englobant éveniua1lement le faisceau. 3) Le paramétra d'absorption neutronique épithermique '^ep. qui est le rapport entre le facteur d Î5 âewx paramètres précétemnent définis aonb "fonctionnels" du spectre neutronique énergétique du flux nsasaré à une distance donnée (par ex» 15-20 csa) de l'axe du faisceau de ©embuatible, Ï3t ast. 'rsêeesm/i^® à© feiara ressortir expliciteassc-j que les doux pTOpra.é'ëés d® absorption définies ci-dessus pourraient également être rapportées 20 à une quelconque surface cylindrique coaxiale avec le faisceau de combustible et h wa. libre gaoreoura mr,yen de peu de neutrons, parcours plus grand que le faisceau lui-même, La connaissance des paramètres émarérés ci-dessus peut être utilisés peasr détansiiMtr, asi moyen des procédés classiques ou bien quelque peu aiaélie-25 rés "de la petit*' source8 ou de 1» "méthode hétérogène", les dimensions critiques du facteur de multiplication effectif pour une structure constituée par des faisceaux du miœe typa que celui du faisceau examiné. L*information finale que l'en peut retirer au moyen de la présente invention est susceptible d'atteindre le même degré de précision que celui obtenu 30 par les méthodes conventionnelles, qui nécessitent des dépenses beaucoup plus élevées. Afia de faciliter la compréhension de la présente et en permettre l'exploitation rapide, elle sera maintenant décrite, dans le hi t de simplifier,, avec référence à la figure 1 ci-jointe. 35 Le dispositif d'essai utilisé selon le procédé objet de la présente BAD ORIGINAL 69 22467 7 2027510 invention est dessiné de façon schématique dans cette figure donnée uniquement k titre d'exemple et non point pour restreindre la portée de notre méthode, pas plus que les détails avec lesquels elle peut être appliquée. Dans cette figure la colonne cylindrique de matière modératrice 5 ( par exemple graphite ou Dg0) est repérée par le chiffre (1) et peut être entourée par une mince couche (8) de cadmium destinée à empêcher la fuite latérale et le retour de*neutrons thermiques. La présente invention peut également être réalisée en utilisant des colonnes prismatiques de section régulière, par exemple octo- ou héxagonale. 10 * La faisceau (2) à examiner a été introduit dans la colonne (1) suivant l'axe de cette dernière. Il remplit, soit complètement, soit seulement partiellement un canal de combustible (11) identique k celui prévu dans le dessin du noyau central réel. Les neutrons de source sont injectés depuis la base inférieure (3) 15 de la colonne. Ces neutrons peuvent provenir, par exemple, de la f&ce externe d'une colonne thermique appartenant à un réacteur de recherche. Les emplacements repérés par le chiffre (4) sont ceux dune série de détecteurs de neutrons thermiques conventionnels et ils permettront d'obtenir aisément le tracé du flux radial» 20 Aux emplacements repérés par le chiffre (5) sont placés des détec teurs du même type qui fourniront des renseignements quant au comportement du flux thermique dans le sens axial. * Aux emplacements repérés par les chiffres (6) et (7) sont placés, respec- tivenent, les détecteurs de flux épitheimique ou ceux devant mesurer les rapports 25 de conversion, à relever le long d'une droite radiale à l'intérieur du modérateur. Aux endroits repérés par le chiffre (9) peuvent éventuellement être disposés les détecteurs d'uranium servant à la mesure de la moyenne spatiale du taux de conversion (initial) à l'intérieur Au faisceau, ceci au moyen de techniques bien connues. Les positions mutuelles des détecteurs, de même que leur nombre, 30 représentées sur la figure 1, sont données uniquement à titre d'exemple. La dimension axiale (12) de la colonne expérimentale peut être de l'ordre de 2 k 3 mètres. Rn échange sa dimension radiale (13) doit être choisie, lorsque l'on aura désigné le faisceau k examiner, selon un critère d'optimisation établi pour améliorer la sensibilité de l'essai, ou bien de manière k produire toute condition spectrale 22467 8 2027510 désirée sur une surface cylindrique idéale d'un rayon d'environ 15 à. 20 cm et coaxiale avec le faisceau. Les valeurs pratiques du rayon sont incluses entre un minimum d'environ 35 cm pour l'eau lourde et un maximum d'environ 1CK>-110 cm pour le graphite. 5 Les étapes qu'implique le procédé expérimental proposé par la pré- santé invention sont les suivantes : 1) La base (3) de la colonne thermique expérimentale est exposée à la source de neutrons, par exemple en écartant l'écran k neutrons thermiques qui la sépare de la surface externe de la colonne thermique d'un réacteur de recher-10 che. On admettra que la totalité ou une partie des détecteurs auront été placés aux positions déjà évoquées et repérées par les chiffres (4), (5), (6), (7) et (9). 2) On maintiendra la source d'irradiation aussi constante que possible et pendant un intervalle de tempe suffisamment long pour amener tous les détecteurs réellement observés à leur activité de saturation ou k une réponse constante. 15 Cela nous apportera, en particulier, la garantie que le taux de production de neutrons ralentis dans le faisceau a atteint son point d'équilibre avec, comme conséquence, l'écartemat de l'une des sources d'erreurs systématiques dans l'évaluation des paramètres d'absorption et de multiplication. 3) On retirera les valeurs des flux neutroniques k tous les points 20 munis de détecteurs, selon les signaux ou les activations de ses derniers, et on obtiendra éventuellement le facteur de conversion aussi bien k l'extérieur qu'à l'intérieur du combustible. 4) Les valeurs msnériques des flux seront codées comme éléments d'entrée d'un ordinateur de puissance moyenne qui nous don era directement, après 25 un fonctionnement de quelques minutes; les paramètres de multiplication et d'absorption tels que définis ci-dessus. Le concept inventif de notre méthode consiste essentiellement : a) k obtenir les données expérimentales nécessaires au moyen du procédé qui vient d'être décrit, et 50 b) k traiter ces données au moyen d'un procédé de corrélation mathé matique du type de celui qui va £tre esquissé plus loin. Cette corrélation mathématique étant, de par sa nature, apte k en retirer les valeurs des paramètres d'absorption et de multiplication dont la déteiminàtion constitue le but principal de 1» présente invention. BAD ORIGINAL 69 22467 9 2027510 Soit 1a distance séparant le point k de l'axe de la coloxma et par la distance le séparant du plan de la source. Qa désignas» par P^, dans le modérateur, ce point où l'on doit mesurer le flux. Bar souci de clarté nous considérerons le cas simple où l'on doit déterminer seulement "J et ^ • Des approximation» pltu eu soins; ecaspliquéss gans la solution de l'équa- tion de Boltsoan, relative aù transport neutronique à l'intérieur da là ««a nodé - ratrice, sont la base de procédés théoriques qui nom porœettent de calculer la facteur de probabilité du flux neutronique thermiqus peur tout point P de l'esps- k ce, du moment que les paramètres hétérogènes^ et du combustible, ainsi que la dimension radiale et le spectre de la source de eooBsnde,, auront été fixés. Nous désignerons par ^ ) le flux théorique estimé au point P^ de l'espace, hormis un facteur de normalisation constant A» Le flux expérimental mesuré au aine point sera désigné par *9 15 Selon notre méthode on prendra comme point de départ des valeurs supputées des pazaaètres ^et^ et au m&en de ces valeurs cm ealeulerag, prcr taus les points où l'on effectue des mesures les valeurs probables Su flux cheïaique (l'P. 10 20 i k Il se peut qu'en fonction des différents dagréa de précision des sures effectuées, on veuille calculer les facteurs y, > 0 qui mesurent l'ûcart k mdo» le flux théorique et le flux «xpésisantel. A setta fin et de façon earwen» tionnelle nous allons définir l'«n«c ikrêale au-second àogsâ aaparant la valeur du flux "théorique de celle du flux expérisent&l, au ms^en ûq 15 équation : é1* E4(>Y>2VjV*-i |V ; (1) 25 étant précisé que eatte s osas» comprend toutes les œesisres effectuées. Avant tout on déterminez» la cenaianto A, aisiplasent en minimisant 2 E , cela pour toute valeur choisie de ^ et de ^ , ce qui donne t (11) 30 En introduisant (1') dans (1) il deviaoft évident que la. valeur de ï? est fonction uniquement de 1| et de Y** 69 22467 10 2027510 Selon noir» technique les valeur» de ^ et de f satisfaisant à la relation B2 ( V ) » MINIMUM (2) sœsrô «^«Kn&tiqueMmt au ajroyen d'un schéma d'itération convenable. 2 1sas Se eaâsf® ùfsa ,&ikf®ïi®a relatives aux réacteurs hétérogènes ces "ssisîsss cte ^ ©t âa jf gsuvcat iiire esasidérées codem celles qui définissent le taicm io8 jp^p?M'&do d'atefiien thsnLqu» et âe aulti^Uiatien globale da fais— ee®»9 pcwjm qus lo spsste® énergétique du champ neutronique qui satoure 1 ' él&seàit Ô0 sambmtibla lora des essais ne soit pea dissemblable de aelui qui devra se t?«m-10 vit réellessai âsu£^.e rësmm Su réacteur. Cette condition w*ut être îrcoplie d'une part, e® utilisant un procédé tl' itération no«v-snable pour la calcul dea dimensions critiques â'uas stnisturo d© esultiplioation, en partant des paramétras ^ et y des faisseaus qui vont constituer la dite st3metuyea et d'autre garfe an répétant nafee ®sœ&i Sesa des esleaass "83 êe rayoas différants» En réalité il est passible de créer des situations spectrales diff^ïontes sae la surface cylindrique idéale coaxiale avec le faisceau et distante âe sa périphérie de quelque Î0-2O cm. Bi®a entsœiii on oètestainera, les valeurs de ^ et de V correspondant k eha^îîa ai-tesation epestmlo, saci eu œsyçn da procédé décrit plus huit. En appli-20 quant ar. «sisal d*«a acw»«. ci»ntrs.l une technique d'approximations successives on détosninerST eaiî^igagati» critique "s-slf^consistente". C'est mi® coofiguraticm dans fegaall® cî»cmjs ios f&iscaaaœ est défini par des valeurs de ^ et de f stria-tessnft iraài^iâîsaîlea, en tenant @onpte de la situation spectrale taagrenne existant iteis* le Bsyau critique à tin» distance approximative de 15 à 20 ea ds la lisiio ûe> 23 ckaxpa:- faisceau. 11 ost aatacîllsssat eleir que ooion la présente invention un ftiteotu donjî6 mmt Sfea eas&sMrlsé pas? des valeurs différentes de \ et de f , valeurs qui sent faa.utie'^» la position spatiale que eo faisceau ocoipera dans la structure critiqua. 30 Sfoîîa doaaeas plm loin à titre d'exemple l'équation théorique qui a-a- prime ^ /) dans le cas particulier où le ralentissaoent neutronique est défini au moyen de la théosie de l'Age de Ffermi. Quant à la diffusion de neutrons thermiques à l'intérieur du modérateur, une théorie de diffusion de groupes sera d'une précision suffisante. 35 Le faisceau sera décrit achématiquement de la flacon suivante. BÂD ORSGJNAL 69 22467 h 2027510 On admettra que toute absorption neutronique a lieu sur une surface virtuelle de rayon (a) égal ou supérieur au rayon réel du faisceau. On considlre que cette surface est englobée dans un modérateur continu. En échange on présumera que les neutrons de fissionaont émis d'une autre surface cylindrique coaxiale avec le faisceau et de rayon e a. Dans ces conditions et en admettant, pour simplifier, que la colonne a une dimension axiale infinie, on obtient : h 5)- j"ïe~5 r [^EV)]-FHV'5)- Wi*) (3) 10 équation dans laquelle las symboles ont la signification suivante : Flux thermique qui existerait dans le modérateur au point P^ consécu-ti-renent k la présence délia seule source externe, si le faisceau était enlevé et l'évideoent rempli par du modérateur pur ; *"f ^ ^ ) est la transformation de Fourier de cette fonction par rapport k la 1$ variable axiale z. r(y,ï)*»'-sc-:ivf- , 21 où. S est la section géométrique efficace du faisceau,^om J, Dy — le coefficient de diffusion axiale de neutrons therniques k l'intérieur du faisceau ; f — le coefficient de désavantage du faisceau pour neutrons thermiques, sa valeur pouvant être 20 soit mesurée- expérimentalement, soit calculée, une première approximation étant suffisante. Il en est d* mfoe pour la valeur de . f 21 Age de Ferai d'énergie theimique pour neutrons de fission émis par le faisceau dans le aodérataiur. . t , où X est une constante relative 25 k la probabilité de relaatissement des neutrons de fission k l'intérieur du faisceau, la cause de ce ralentissaoent pouvant dtre des atones légers éventuellement mélangés au coabustible et faisant partie, par exeople, de l'agent de refroidissement, T, qui apparaît dans l'équation (3) est également une constante. En outre : » 1 (4) BAD OR1GiNAL 22467 12 2027510 R étant le rayon extrapolé de la colonne expérimentale ; D — le coefficient de diffusion des neutrons thermiques dans le modérateur ; L - leur longueur de diffusion ; et — fonctions de Bessel de la prsmi&re espace, d'ordre respectif 0 et 1. Les symboles . sont les racines successives de l'équation J (x) = 0. 3 o G-(o._o— ] .1 (*»»>], (5) * . «o i » !.(•"") " J relation dans laquelle » I et K étant des fonctions de jfli o o Bessel de la seconde espèce et d'ordre zéro. O K C^» « j ï/S ) est une fonction (dépendante paramétriquement de y et ^ ) dejla valeur de la première racine purement imaginaire $ de la fonction figure en tant qu'une fonction de la variable couplèxe i = A et son expres— sion explicite contient la fonction J elle mime. îfcr définition : (6) cependant que K, pour des valeurs purement imaginaires de , est donné par la relation O) YT.mo}\r(r^y[^h ^ )]■ c( dans laquelle les symboles F* f et G* sont définis comme suit : fsUD.t,p-FQ--7-i «5 A. J* r r S. f.e*'''1 i G" s ïiri.- 1 Bien entendu le procédé décrit jusqu'ici n'est pas le seul qui puisse nous permettre de résoudre le problème technique qui fait l'objet de la présente invention. Des théories multi—groupe ou des approximations de l'équation de Boltz-man de plusieurs autres Ijrpea, notantent celles cbmpranant un développement aayrap-totique des flux lorsque !-?•• peuvent également Stre utilisées. uORIGINAL 69 22467 13 2027510 Omis le cm plus général, lorsque 1» distribution du flux épithermique e^ ^ O'IOf V^ej»^ *** P1"*8* ®n ligno de compte pour tous les iges la corréla tion des facteurs de conversion est menée à tenue en exprimant le flux épi thermal pu un* relation du type suivant i et le procédé généralise "au jugi* celui mentionné plus haut. One alternative au procédé expérimental présanté ^assisterait h inpsnger en introduisant un poison de neutrons thermiques^ l'susssoiasaoxmt de la conductivi— 10 té neutronique axiale de la colonne, cet accroissestml étant dû à la présence du faisceau. Le poison qui aura de préférence une section effiesee de captura du type "VT" pourra Itre utilisé de la $aç©n suivante s 1) distribué dans le modérateur de façon hooogène ; 15 2} introduit dans le canal (il) entre modérateur et combustible ; 3) distribué dans les cavités internes du faisceau! Dans tous les oas la présence du poison aura pour effet de flaire décroître la constante de relaxation axiale de l'hfexmonique fondamentale du flux thermique radial, et ce décroisaement se fera selon l"axe des Z du dispositif eœ~ 20 poisonné suivant une loi identique à celle que suivrait la diminution du flux neutronique suscité par la source externe dans le cas où le dispositif n'était pas empoisonné mais dépourvu de faisceau de combustible. Dans oe cas la technique de corrélation utilisée pour l'essai sera une généralisation évidente de celle qui a été décrite plus haut. 25 D'ailleurs plusieurs variantes de ces techniques de corrélation paraî tront évidentes aux experts en la matière a Toutes ces mriations résultent directement de la méthode de la présente invention. Le temps nécessaire pour une opération du genre de celle qui vient d'être décrite peut Itre réduit & moins de dix jours de tmm.1 et ne demande que 30 deux techniciens et un ingénieur. Des temps unitaires plus courts encore peuvent Itre réalisés pour des travaux de routine avec exécution en série; Lee principaux avantages de la méthode selon la présente invention « DBIGiMAt 69 22467 14 2027510 soofc 1m suivants t 1 ) Prix lis, tant en ce qui concerne le personnel qu'en dépenses d'équipement, nuis avant tout en raison du fait qu'en n'utilise qu'un segment du faisceau à examiner. 5 2) Mlaia ie réponse bsmÊBe 3) Possibilité de travaux de gsaade envergure d'analyse comparative sur des éléments 10 4) Bien qu'utilisée pour des calculs hétérogènes de criticalité, 1» méthode est également très utile poar l'étude des réseaux irréguliers qui est très «véreuse par la. to?_« das aéthoâas ^mentionne lies, en particulier dans le cas de systèmes c®Bt»nsat «les "pics" ("spikes"| , e'esi-A-dire des éléments de combustible plus •riches) tm bien des éléments de structure différente superposés à un réseau de mul— 15 tiplication wiifamm* Ceci est particulièrement important par exemple pour les réestsrars à cycle de surchauffe nucléaire de l'agent réfrigérant. 5} Vu î* petit»"' quantité de coabustible nécessaire la méthode peut être appliquée k des éléments de combustible précédement irradiés. 6) Elis jssr& êtr® .utilise® rmis- l'étude d® l'équivalence neutronique de feisceaux 20 «i® typas âifféffentse II pw,t par «xemple être intéressant de prévoir l'utilisation de 3fa.ieeae.ux aixèee U - Pu pour des réacteurs initialement alimentés en uranium naturel ©si enrieiii. En eo qui concerne les problèmes de recyclage du plutonium dans les réaeteurs tharssi%uss0 la présente méthode permet d'en résoudre les sui-mnts s a) déterminer quel* doit itre la concentration et la distribution 25 spatiale de Pu dans un faisceau afin d'obtenir un comportement neutronique similaire & celui d'an élément iœitialeœent chargé en U. b) Déterminer quelle est la distribution optimum du Pu dans les faisceaux afin d'an réduire l'effét positif de température (voir également point 7). 7) La méthode permet d» déterminer le coefficient de température lu combustible 30 et au coeur du réfrigéra&fc-aoâérateur. Elle permet du reste, et avec des difficultés supplémentaires négligeables, la mesura (normalement différée, éaas les réacteurs hétérogènes) du coefficient de tempémture du modérateur principal. 8) La méthode est particulièrement bien adaptée à l'étude du coefficient des vides du réfrigérant interne, ainsi qu'k l'estimation du rendement des poisons coobusti- BAD ORIGINAL 69 22467 15 2027510 blasen des concentrations diverses et distribuas dans le système d'un» façon quelconque. 9) One version plus approximative da la présente technique peut être utilisée pour déterminer l'opacité neutronique des barres de contrôle. 5 Bien que la présente invention ait été décrite en rapport avec une forme d'exécution particulière illustrée par le dessin annexe, ses principes sont susceptibles de nombreuses autres applications, ainsi que cela apparaîtra à l'boume de l'art. On peut d'ailleurs imaginer bien des variantes à la présente invention 10 sans pour autant dépasser sa portée, toutes ses variantes résultant des principaux concepts décrits ci-dessus. BAD ORIGINAL 69 22467 16 2027510 KEVEKDICATIOÏTS 1- Méthode pour déterminer les paramètres d'absorption et de multiplication d'un élément de combustible nucléaire du type à faisceau, élément introduit dans une colonne de modérateur suivant 5 l'axe de cette dernière, laquelle est irradiée par une source de neutrons située à l'une de ses bases, ladite méthode étant caractérisée en ce que les mesures expérimentales des flux neutroniques thermique et épithermique sont effectuées à l'intérieur d'un dispositif formé par ladite colonne (de section cylindrique ou 10 polygonale) constituée par du graphite ou par de l'eau lourde et suivant l'axe- de laquelle on introduit un seul segment du faisceau de combustible nucléaire soumis à examen, ledit segment pouvant être entouré ou non par un canal, ladite colonne étant irradiée à l'une de ses bases au moyen d'une source de neutrons ex-15 terne et les mesures des flux thermique et épithermique étant effectuées au moyen de détecteurs conventionnels, lesdites mesures de flux étant ensuite mises en corrélation avec des formules ma- . thématiques = UTIMOM S, EÎ-E1M = L A = /1 (Vif) = . ^(y) 20 dans lesquelles ^ représente le nombre de neutrons rapides émis par le faisceau à la suite de la capture d'un neixtron thermique unique, jf représente le paramètre d'absorption neutronique épithermique, H (vj, r ) étant le flux théorique estimé en un 69 22467 17 2027510 point de mesure Pk' ¥ k le flux mesuré expérimentalement en ce même point, les coefficients de pondération des différences entre valeurs théoriques et expérimentales du flux, et la formule 5 équation dans laquelle les symboles ont la signification suivante Z]ç) représente le flux thermique qui existerait dans le modérateur au point du fait de la présence de la seule sotir» ce externe, si le faisceau était enlevé et l'évidement rempli par du modérateur pur ; 10 ) est la transformée de ]?ourier de cette fonction par rapport à la variable axiale z. rfos) = où Se est la section géométrique efficace du faisceau, £CIÏÏ^J le coefficient de diffusion axiale de neutrons thermiques à l'in-15 térieur du faisceau; f le coefficient de désavantage du faisceau pour neutrons thermiques dont la valeur peut être mesurée expéri-= mentalement ou calculée, r e st l'âge de Fermi d'energie thermique de neutrons de fission émis par le faisceau dans le modérateur 20 E*(«p,5]_ = X où X est une constante relative à la probabilité de ralentissement des neutrons de fission à l'intérieur du faiseeati, lesdites formules permettant la détermination des paramètres d'absorption et de multiplications susdits au moyen de la réduction au minimum 25 de la valeur totale de l'erreur séparant l'expression théorique, 69 22467 18 2027SI 0 calculée d'avance, desdits flux de leur mesure.expérimentale réalisée lors de l'essai, 2- Kéthode expérimentale, pour déterminer les paramètres d'ab-. sorption et de multiplication de combustibles nucléaires du type 5 à faisceau selon la revendication 1, caractérisée en ce que la température de l'élément de combustible et/ou celle de la colonne cylindrique de modération est maintenue artificiellement à des valeurs différentes de celle de la température ambiante, de ma- je niëre à permettre la détection de l'influence de là température 10 sur les paramètres mesurés0 ■3™ Méthode expérimentale pour déterminer les paramètres d' absorption et de multiplication de combustibles nucléaires du type à faisceau selon la revendication 1, caractérisée en ce que 1' on provoque 1'empoisonnement du dispositif d'essai en y introdui-15 sant une masse de poison de neutrons thermiques de valeur connue et nécessaire pour compenser la variation de décroissement axial du flux neutronique occasionné dans la colonne par la présence même du faisceau, de manière à permettre la déduction des propriétés de multiplication neutronique du combustible. 20 4- Méthode selon la revendication 1, 2 ou 3t caractérisée'en ce que le poison de neutrons thermiques est introduit de façon homogène dans la colonne de modérateur. 5- Méthode selon la revendication 1, 2 ou 3, caractérisée en ce que le poison de neutrons thermiques est introduit dans le ea- 25 nal (11) entourant le faisceau. 6- ï-Iéthode selon la revendication 1, 2 ou 3, caractérisée en ce que le poison de neutrons thermiqiies est introduit dans le volume à 3.'intérieur du faisceau de combustible lui-même.