METHOD OF OPERATING A LIGHT WATER REACTOR

Abstract: 1. A process for operating a light water moderated and cooled nuclear reactor having a core consisting of fuel assemblies immersed in the moderated and cooling light water and which are at least partially replaced at predetermined intervals, corresponding to operating cycles of the reactor, wherein : during a first phase of the cycle, neutron energy spectrum variation bars which are regularly distributed in the core are maintained within the core for decreasing the ratio between the volume of moderator and the volume of fissile material in the core and for shifting the neutron energy spectrum towards higher energies and, during a second phase of the cycle, the spectrum variation bars are withdrawn for operating with a lower energy spectrum, characterized in that the spectrum variation bars contain fertile material which absorbs the slow or low energy neutrons for locally obtaining an increased shift of the neutron energy spectrum towards higher energies resulting in an increased conversion of fertile fuel material into fissile fuel material.

Description: Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère La présente invention concerne un procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère et plus particulièrement un procédé comportant une phase de fonctionnement du coeur du réacteur dans un spectre décalé vers les neutrons rapides lorsque la réactivité du combustible nucléaire utilisé est importante. Le coeur du réacteur est constitué par des assemblages combustibles dont on effectue le remplacement à des intervalles de temps déterminés. Entre deux rechargements successifs, se déroule un cycle complet de fonctionnement du réacteur. Dans les réacteurs nucléaires modérés et refroidis à l'eau légère sous pression de type connu, il se produit lors du démarrage de la réaction de fission en chaine en début de cycle un excédent de réactivité dépendant du taux d'enrichissement du combustible nucléaire qui doit etre limité pour éviter un "emballement" de la réaction. Les moyens de limitations classiques utilisés consistent de manière conventionnelle à disposer des poisons absorbeurs de neutrons soit dissous dans l'eau de refroidissement, soit sous forme de poison consommable, c'est-à-dire à durée de vie limitée, soit enfin à l'aide de crayons absorbants les neutrons utilisés ensuite pour le pilotage du niveau de puissance du coeur. Il en découle ainsi une perte d'énergie qui pourrait être utilisée à des fins utiles comme l'obtention de combustible fissile, comme le plutonium, permettant de réduire les besoins en uranium et les coûts de son enrichissement. Il a été proposé dans le passé d'utiliser l'excédent de réactivité présente au démarrage de la réaction en réduisant le taux de ralentissement des neutrons par le modérateur/réfrigérant du coeur de façon à ce que les neutrons émis de ce fait à des énergies plus élevées puissent rencontrer les atomes fertiles contenus dans le combustible. L'absorption par la matière fertile de ces neutrons à haute énergie permet alors de la rendre fissile et permet ainsi d'obtenir un surcroit de combustible améliorant de ce fait la consommation de l'uranium naturel. Le déplacement du spectre des neutrons vers des énergies plus éle- vées s'effectuait en réduisant le volume de modérateur de façon à ce que son effet de ralentissement perturbe le moins possible le trajet des neutrons rapides. il est connu d'utiliser pour cette réduction du volume de modérateur une technique qui consiste à remplacer en début de vie du combus tible une partie de l'eau légère constituant le réfrigérant/modérateur d'une chaudière à eau sous pression à l'aide d'un volume d'eau lourde. L'eau lourde ayant un pouvoir modérateur moins important que l'eau légère permet donc le fonctionnement du réacteur dans un spectre renforcé, c'est-àdire dans un spectre dans lequel des neutrons de hautes énergies sont utilisés pour la conversion du matériau fertile, tel 1'U 238, en matériau fissile, tel que le Pu 239. Dans ces réacteurs, au fur et à mesure de l'épuise- ment du combustible, ctest-à-dire lorsque sa réactivité diminue, on augmentait le volume d'eau légère et de ce fait on diminuait le volume d'eau lourde, de façon que l'effet de ralentissement du modérateur augmente, avec pour conséquence un adoucissement du spectre vers des énergies plus basses (neutrons thermiques) afin que le rapport volume de modérateur sur volume de matière fissile soit compatible avec l'auto-entretien de la réaction de fission en channe. Cette opération de modification du volume de modérateur par introduction puis extraction d'eau lourde entraine une augmentation de coût importante due au prix de l'eau lourde elle-même et à la nécessité de prévoir des circuits supplémentaires onéreux pour des opérations de dilution et de récupération. Une autre méthode de modification du volume de modérateur dans les réacteurs refroidis à l'eau sous pression a été proposée ; elle consiste à utiliser des grappes de crayons en matériau transparent aux neutrons (alliage de zirconium) qui sont introduits dans une partie des tubes-guides des assemblages combustibles afin d'empecher le réfrigérant/modérateur d'y pénétrer. Ces grappes de crayons ou barres de variation de spectre restent insérées dans les tubes-guides durant le début de vie du coeur et permettent ainsi aux neutrons d'etre absorbés à de hautes énergies par diminution de l'effet de ralentissement du modérateur. En cours de fonctionnement, ces grappes sont extraites et permettent au modérateur/réfrigérant de pénétrer alors dans les tubes-guides réalisant ainsi un glissement vers des énergies plus basses de façon à ce que le réacteur continue à fonctionner dans le spectre des énergies (neutrons thermiques) identiques à celui des réacteurs de puissance à eau légère connus actuellement. Cette modification mécanique, par opposition à celle de la dilution eau lourde/eau légère, introduit toutefois des contraintes, sur le plan des équipements qui ne sont pas négligeables. Il importe donc d'obtenir un effet de conversion de matière fertile en matière fissile le meil leur possible pour contrebalancer le coût supplémentaire des équipements. Il est par ailleurs connu dans d'autres réacteurs étudiés a ce jour d'utiliser le spectre des neutrons à haute énergie, à savoir les neutrons rapides, durant toute la période de fonctionnement d'un coeur de manière d ce que ce coeur présente un facteur de conversion élevé et produise de ce fait une quantité de matériau fissile très importante qui sera utilisée dans des nouvelles charges-de combustible. A cette fin des ensembles de crayons ou d'éléments de matériau fertile sont fixés à demeure soit dans des assemblages combustibles constitués de matériau fissile soit de manière plus fréquente dans la périphérie d'une zone constituée de matériau fissile. Des techniques antérieures décrites ci-dessus découlent le fait que toutes les études ont été dirigées vers une optimisation de l'utilisation des neutrons émis afin que l'absorption des neutrons libérés dans le spectre des neutrons rapides soit la plus productive possible en ce qui concerne la conversion en matière fissile telle que le plutonium. Or si les techniques antérieures relatives au déplacement du spectre d'un réacteur en début de vie atteignent des résultats substantiels quant à la production de plutonium qui sera consommé lors de la seconde partie de la vie du réacteur lorsqu'il fonctionnera dans le spectre des neutrons thermiques, il subsiste encore toutefois une limitation importante du bilan neutronique due au nombre de fissions excédentaires engendrées localement par les neutrons lents, lors du fonctionnement du réacteur dans le spectre décalé vers les neutrons rapides. Le but de la présente invention est donc de proposer un procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi à l'eau légère comportant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère de modération, dont on effectue le remplacement au moins partiel à des intervalles de temps déterminés, correspondant à des cycles de fonctionnement du réacteur, procédé dans lequel on introduit des barres de variation du spectre d'énergie des neutrons à l'intérieur du coeur, dans une première phase du cycle de façon à diminuer le rapport entre le volume de modérateur et le volume de matériau fissile dans le coeur et à déplacer le spectre d'énergie des neutrons vers les hautes énergies et dans lequel on extrait les barres de variation du spectre dans une seconde phase du cycle, procédé qui permet d'augmenter la conversion de matériau fertile en matériau fissile et d'utiliser au mieux le flux neutronique dans le coeur. Dans ce but, l'ensemble des barres de variation du spectre répar ties de manière homogène dans le coeur est en un matériau absorbant les neutrons à faible énergie, de façon à obtenir localement un déplacement du spectre accru et une conversion de matière combustible fertile en matière combustible fissile plus importante. Plus particulièrement ce procédé est caractérisé en ce que le matériau absorbant des barres de variation de spectre est choisi pour produire une absorption des neutrons lents excédentaires au besoin de l'entretien de la réaction de fission en chatne. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description cidessous et des figures Jointes. Les figures la, lb, lc représentent respectivement les courbes des spectres de neutrons en fonction de leur énergie, la courbe de la section efficace de fission de l'U 235 et du Pu 239 utilisées comme matériau fissile en fonction de L'énergie des neutrons, la courbe du taux de conversion en plutonium en fonction de l'énergie des neutrons. La figure 2 montre une série de courbes représentant l'épuisement en matière fissile du combustible lors d'un cycle de fonctionnement d'un coeur selon les différents spectres d'énergie utilisés. La figure la est une représentation de la population des neutrons nécessaires à 11 entretien de la réaction en chaîne en fonction de énergie des neutrons (en ordonnée le flux, en abcisse l'énergie). Si l'on observe la courbe A nous avons une représentation du spectre des neutrons émis par la matière fissile contenue dans les crayons combustibles des assemblages composant le coeur d'un réacteur nucléaire du type à eau pressurisée actuel. Les neutrons rapides sont ralentis par le modérateur et l'on s'aperçoit que la population de neutrons (par unité de volume) nécessaire à l'entretien de la réaction de fission est essentiellement constituée de neutrons thermiques dont l'énergie est proche de 0,025eV schématisé en A1 sur la figure la. La courbe B représente le spectre des neutrons des réacteurs de l'art antérieur dans lesquels on diminue le taux de ralentissement des neutrons par réduction du volume du modérateur tel que schématisé en D, en utilisant des barres de variation de spectre en matériau transparent aux neutrons. Le décalage de l'énergie des neutrons est schématisé en B1. Ce décalage vers des neutrons à énergie plus élevée correspond à un durcissement du spectre qui permet l'augmentation du taux de conversion tel que représenté en B1 sur la figure Ic et par conséquent un gain en plutonium réduisant la quantité dematière fissile qu'il a fallu consommer sur le combustible initial. Toutefois, si la réaction en chaîne est maintenue conjointement par la fission d'une partie du Pu 239 produit par la fission des atomes d'U 235, il subsiste une partie de la population de neutrons qui se "thermalise". Cette partie de la population se thermalise du fait qu'un nombre de neutrons à énergie trop élevée pour être absorbés et participer à la conversion de la matière fertile en matière fissile se ralentissent lors de leur parcours dans le modérateur. Il en découle que cette population de neutrons lents se montre excédentaire lorsque la réactivité du combustible est importante et l'on est obligé pour conserver un coefficient de multiplication toujours identique d'employer encore une forte proportion de poisons consommables. La courbe C représente le spectre des neutrons mis en oeuvre dans la présente invention et leur énergie est schématisée en Cl. En se basant sur le fait que la production de plutonium est fonction du taux de conversion, l'invention propose de diminuer encore le nombre des neutrons lents excédentaires en disposant sur leur parcours des crayons d'oxyde d'uranium appauvri afin qu'ils contribuent localement à l'absorption de ces neutrons lents, ce qui a pour effet corrélativement d'augmenter localement la proportion de neutrons d'énergie plus élevée par rapport à la population totale des neutrons et de ce fait de durcir plus avant le spectre c'est-à-dire d'obtenir la fission par des neutrons à énergie plus élevée tel que représenté en F sur la figure la. Le fait de durcir localement par insertion temporaire de crayons d'oxyde d'uranium appauvri dans les assemblages combustibles augmente de fa çon sensible, tel que représenté sur la figure lc (point Cl), le taux de conversion de l'U 238 contenu dans les assemblages, en plutonium 239, car la répartition homogène de ces crayons dans le coeur a pour effet d'entrainer un durcissement global du spectre à l'échelle du coeur du réacteur. En outre, ces crayons, soumis eux-memes au flux des neutrons rapides entrainent une formation supplémentaire de plutonium 239 qui contribue à l'entretien de la réaction de fission lorsqu'ils sont insérés dans les assemblages. Cette formation de plutonium 239 est complétée par la conversion des traces d'U 235 contenues dans ces crayons et soumises à l'action des neutrons lents absorbés. Les courbes représentées sur la figure 2 montrent les différents épuisements d'un coeur dont le combustible comporte un taux d'enrichissement initial identique en fonction des différents spectres montrés sur la figure la. La courbe A représente l'épuisement théorique à 100 Z d'un coeur fonctionnant dans le spectre des neutrons thermiques. La courbe B représente l'épuisement d'un même coeur mais pour lequel un durcissement de spectre s'effectue uniquement par la réduction du volume du modérateur (D) durant une première partie du processus de fission,-au moyen de grappes de crayons en alliage de zirconium. La première partie de la courbe correspond à la période pendant laquelle les crayons sont insérés dans les tubes-guides des assemblages combustibles, ce qui explique la perte de réactivité montrée à l'origine de la courbe. Il faut remarquer, comme on peut le voir sur la figure lb, que le durcissement du spectre entrain une diminution de la section efficace de fission de 1'U 235. Toutefois, du fait de l'augmentation du taux de conversion, une plus grande quantité de Pu 239 est formée. Comme représenté figure lb, la section efficace de fission du Pu 239 dans la bande d'énergie considérée est sensiblement plus élevée que celle de l'U 235 et la réactivité du combustible s'en trouve globalement améliorée. C'est ainsi que la première partie de la courbe B de la figure 2 a une pente d'épuisement plus faible que la courbe A. Lorsqu'on approche de la limite de réactivité à partir de laquelle le coefficient de multiplication risque de descendre en-dessous de sa valeur nécessaire au maintien de la réaction en chaîne, ctest-à-dire la valeur à laquelle le nombre de-neutrons émis ne sera plus suffisant, on extrait les crayons des tubes-guides tel que montré en G. L'extraction des crayons permet au réfrigérant modérateur de pénétrer dans les tubes-guides, augmentant de ce fait le pouvoir ralentisseur et adoucit le spectre de neutrons en le ramenant vers des énergies plus basses. Cette extraction crée un regain de réactivité dû au fait que la section efficace de fission de l'U 235 et du Pu 239 augmente comme on peut le voir sur la figure lb. De surcroit la matière fissile créée durant la première phase de fonctionnement permet, pour un enrichissement initial identique, d'obtenir une réaction de fission entretenue plus longuement tel qu'indiqué en H. La courbe C représente l'épuisement d'un même coeur, selon la présente invention. L'introduction, dans les tubes-guides, de crayons constitués de pastilles en oxyde d'uranium appauvri contenues dans des gaines en alliage de zirconium permet donc d'obtenir une diminution du volume du modérateur (tel que représenté en D sur la figure la) et une absorption des neutrons lents entratnant un durcissement lacal du spectre. Cette action décale donc globalement, puisque les crayons d'U02 appauvri se répartissent dans les assemblages constituant le coeur, le spectre des neutrons vers des énergies élevées (tel que représenté en F sur la figure 1). De plus, le taux de conversion étant plus élevé (point Cl de la figure lc), on produit pendant cette phase une quantité plus importante de plutonium 239 participant aussi-à l'entretien de la réaction de fission, ce qui fait que pour maintenir le coefficient de multiplication à la valeur nécessaire à l'entretien de la réaction de fission, on épuise", tel que représenté en C, moins rapidement qu'en spectre thermique (courbe A) et qu'en spectre représenté en B, le combustible initial. Lorsqu'on procède à l'extraction des crayons (Point I, figure 2), on ramène alors le spectre vers les neutrons thermiques et l'on consomme, comme indiqué en J, le regain de réactivité résultant de l'augmentation des sections efficaces de 1'U 235 et du Pu 239. A la lecture de la figure 2, on s'aperçoit de l'efficacité de l'u- tilisation de crayon "chasse modérateur" en oxyde d'uranium appauvri qui, en utilisant l'excédent de réactivité du combustible neuf et même en affectant cette réactivité lors du fonctionnement avec les crayons insérés, ne pénalise pas le bilan neutronique global du coeur du réacteur nucléaire. Il est donc possible d'obtenir un gain sensiblement plus important qu'en utilisant des crayons transparents aux neutrons en décalant encore plus le spectre c'est-à-dire en le durcissant localement de façon à augmenter autant que possible le taux de conversion; tout en gardant un bilan neutronique permettant d'assurer le fonctionnement et le pilotage du réacteur pendant toute la partie du cycle où le spectre est déplacé vers les neutrons rapides. ¯ De plus, la production de plutonium 239 se trouve augmentée et réutilisable comme combustible pour des cycles futurs. En effet ces crayons, une fois extraits, ne participent plus à la réaction en chaîne puisqu'ils sont logés dans des équipements situés au-dessus du coeur et de ce fait ne s'épuisent pas. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit où l'on utilise de l'uranium appauvri comme matériau absorbant. On peut utiliser d'autres matériaux absorbants renfermant ou non de la matière fertile. Il est ainsi possible d'utiliser comme matière fertile du thonium 232 qui produit de la matière fissile sous la forme d'U 233. L'invention s'applique à tout réacteur modéré à l'eau comportant des barres de variation du spectre neutronique.

Claims: REVENDICATIONS 1.- Procédé d'exploitation d'un réacteur nucléaire modéré et refroidi par de l'eau légère comportant un coeur constitué par des assemblages combustibles plongés dans l'eau légère de modération, dont on effectue le remplacement au moins partiel à des intervalles de temps déterminés, correspondant à des cycles de fonctionnement du réacteur, dans lequel on introduit des barres de variation du spectre d'énergie des neutrons à l'intérieur du coeur, dans une première phase du cycle de façon à diminuer le rapport entre le volume de modérateur et le volume de matériau fissile dans le coeur et à déplacer le spectre d'énergie des neutrons vers les hautes énergies et dans lequel on extrait les barres de déplacement du spectre dans une seconde phase du cycle, caractérisé par le fait que l'ensemble des barres de variation du spectre, réparties de façon homogène dans le coeur, sont en un matériau absorbant les neutrons à faible énergie, de façon à obtenir localement un déplacement du spectre accru et une conversion de matière combustible fertile en matière combustible fissile plus importante. 2.- Procédé d'exploitation suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le matériau absorbant des barres de variation de spectre est choisi pour produire une absorption des neutrons lents excédentaires au besoin de l'entretien de la réaction en channe de fission. 3.- Procédé d'exploitation suivant l'une quelconque des revendications l et 2, caractérisé par le fait que les barres de variation du spectre sont en un matériau contenant au moins un composant fertile susceptible de se transformer en matériau fissile sous l'effet du bombardement neutroWique. 4.- Procédé d'exploitation suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que le matériau des barres de variation du spectre contient de l'oxyde d'uranium appauvri en uranium 235. 5.- Procédé d'exploitation suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que les barres de variation du spectre sont formées de grappes de crayons constituées par des pastilles en oxyde d'uranium appauvri contenues dans une gaine tubulaire en alliage de zirconium.

Inventors: MILLOT, JEAN-PAUL
Applicants: FRAMATOME
Application year: 1983
Main classification: G21C7
IPC codes: G21C7