PARTIE I : PROGRAMMES EXPÉRIMENTAUX EN SOUTIEN À LA QUALIFICATION
C.3 Techniques de mesures
Les enjeux de la campagne expérimentale sont de réaliser les mesures les plus fines possibles et entachées de peu d’incertitude afin de fournir les meilleurs éléments de qualification (par exemple, l’interprétation des distributions axiales de puissance des plaques RJH servira à justifier le dimensionnement des plaquettes en aluminium boré pour éviter une crise d’ébullition en sortie de canal). C’est pourquoi plusieurs techniques expérimentales éprouvées ont été utilisées : dosimétrie, spectrométrie gamma et chambres à fission. Nous présentons ci-après les différentes applications possibles de ces techniques, en se bornant aux mesures qui seront interprétées (en partie V) dans le cadre de ce travail : mesure de distribution de taux de fission par spectrométrie gamma et/ou chambres à fission, et mesures d’effets de réactivité par chambres à fission.
C.3.1
Mesures par chambres à fission
Les chambres à fission sont des détecteurs de particules chargées. Elles sont constituées d’une gaz rare (généralement de l’argon), piégé sous pression entre deux électrodes (sous tension) dont une est couverte d’un dépôt fissile. Lorsqu’une fission d’un noyau du dépôt a lieu, les électrons créés par interaction des fragments de fission (fortement chargés) avec le gaz sont collectés par les électrodes donnant un signal électrique qui est envoyé sur une chaîne de mesure.
L’utilisation de chambres à fission permet de réaliser de nombreuses mesures, de façon non exhaustive :
- mesure d’indices de spectre (selon les chambres utilisées : 237Np/235U, 238U/235U ou 239Pu/235U) - mesure de distribution de taux de fission (carte axiale, carte radiale)
- mesure des paramètres cinétiques (fraction effective de neutrons retardés et temps de génération des neutrons prompts )
- mesure de la réactivité résiduelle du massif par mesure du temps de doublement - mesure du poids des barres (de sécurité et de pilotage) par la technique du rod-drop - mesure d’effets en réactivité (de perturbation locale ou globale) par mesures sous-critiques Les chambres à fission utilisées lors du déroulement du programme AMMON ont des dépôts fissiles en 237Np, 235U, 238U ou 239Pu. Chaque dépôt est spécifique à une partie du spectre neutronique comme on peut le constater sur la Figure 12. Les chambres 237Np sont utilisées pour caractériser le spectre épithermique à rapide, les chambres 235U et 239Pu pour le spectre thermique et les chambres 238U pour le spectre rapide.
PARTIE I :
PROGRAMMES EXPÉRIMENTAUX EN SOUTIEN À LA QUALIFICATION DES OUTILS DE CALCUL NEUTRONIQUE DU RJH
27 Figure 12 : Sections efficaces de fission (JEFF-3.1.1) du 237Np, de l’235U, de l’238U et du 239Pu. Les chambres sont également caractérisées par leurs tailles et la masse de leur dépôt. Les chambres à fission servant à la mesure des indices de spectres et au monitorage du cœur sont des chambres à fission miniatures de diamètre 4mm (237Np, 235U, 238U et 239Pu de 19 à 377 µg). Elles sont placées dans les tiges centrales des assemblages RJH, dans les mandrins inter-assemblages et dans des surgaines à la place de crayons de la zone nourricière. Grâce à un dispositif de positionnement automatique, une chambre à fission peut coulisser axialement dans un tube étanche (en aluminium pour éviter les captures neutroniques) et ainsi réaliser une mesure axiale du flux (avec une incertitude de mesure de l’ordre de 0.γ%).
C.3.1.1 Détermination de l’excès de réactivité d’un cœur par mesure du temps de doublement L’excès de réactivité d’un cœur correspond à l’écart de réactivité entre la configuration sur-critique toutes barres hautes du cœur, et la configuration critique.
La criticité du cœur dans le cas du programme AMMON est définie par plusieurs paramètres : - Le chargement (nombre de crayons, assemblages mais aussi tubes guides, trous d’eau), - La température du modérateur,
- La concentration en bore dans la zone nourricière, - La réactivité résiduelle du cœur lors de la divergence,
- La cote critique de la barre de pilotage (cote à laquelle le cœur est critique).
La population de neutron étant proportionnelle à la puissance, on peut déterminer le temps de doublement Td par avec une constante . Cette valeur de temps de doublement, inséré dans l’équation de Nordheim [18], donne la valeur de l’excès de réactivité du cœur :
(6)
Avec :
- la pulsation du système,
- l le temps de génération des neutrons à l’état critique, - i la fraction partielle de neutrons retardés du groupe i, - la fraction effective de neutrons retardés , - i la constante de décroissance du groupe i.
28
Le suivi de la population neutronique (voir Figure 13) par des chambres à fission 235U de diamètre 4mm, disposées en cœur, permet de calculer le temps de doublement avec une incertitude de 0.1 s (1 ).
Figure 13 : Suivi de la population neutronique du cœur AMMON-Référence par une chambre à fission miniature 235U – cas d’une divergence toutes barres hautes
C.3.2
Mesures par spectrométrie
La spectrométrie est une technique post-irradiatoire qui consiste à mesurer l’activité d’un élément combustible irradié. Ces mesures fournissent des informations sur les taux de réactions du cœur (taux de fission et de capture radiative). La spectrométrie peut être :
- de pic particulier en isolant du spectre photonique l’activité d’un unique isotope dont l’émission et la constante de décroissance sont bien connus. Ce type de mesure est utilisé pour la normalisation (cas de combustibles différents) et pour la caractérisation de taux de réactions spécifiques (mesure de taux de conversion modifié). Les raies couramment utilisées sont celles du 135Xe à 249.8 keV, du 140La à 1596.2 keV, du 92Sr à 1γ8γ.λ keV, de l’135I à 1260.4 keV mais aussi celles du 239Np à 277.6 keV et du 143Ce à 293.3 keV pour la mesure du taux de conversion modifié.
- intégrale en mesurant le spectre photonique total du combustible irradié. Cette technique sert à la mesure de distributions radiales (par comparaison de plusieurs lots combustibles) ou axiales (par comparaison des mesures à différentes cotes) de taux de fission. Deux hypothèses sont alors faites :
o Le taux de comptage mesuré sur une portion de combustible est proportionnel au taux de fission sur cette même zone.
o La décroissance de l’activité totale est la même pour deux lots combustibles identiques et identiquement irradiés. Ainsi, la mesure d’un crayon (ou d’une plaque) combustible par spectrométrie intégrale est corrigée par la mesure de la décroissance
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000 0 50 100 150 200 250 300 350 temps( s) ta u x d e c o m p ta g e d e l a c h a m b re à f is s io n U -2 3 5 (c o u p s /s )
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29 temporelle de l’activité réalisée sur un autre crayon (ou une plaque) dit de décroissance.
Concernant les mesures de -scanning lors du programme AMMON (synthèse dans le Tableau 8): - Les distributions axiales et radiales de taux de fission des crayons UO2 de la zone nourricière
ont été mesurées par spectrométrie intégrale. Des mesures de pic particulier (92Sr) ont également été réalisées pour le recalage des mesures des distributions radiales avec les plaques de la zone expérimentales.
- Les mesures par -scanning des plaques et assemblages RJH se font par pic particulier. Seules deux distributions axiales de taux de fission de plaques ont également été mesurées par spectrométrie intégrale.
- Pour la mesure du taux de fission d’un assemblage entier, un système mécanique met l’assemblage en rotation afin que la diode du détecteur puisse compter de la même manière les plaques des différents secteurs.
Mesure Technique de spectrométrie
Zone nourricière
Distribution axiale de taux de fission des crayons UO2
Spectrométrie intégrale Distribution radiale de taux
de fission des crayons UO2
Spectrométrie intégrale pour les cartes radiales
Spectrométrie de pic particulier (92Sr) pour le recalage avec la zone
expérimentale
Zone expérimentale
Distribution axiale de taux de fission des plaques
Spectrométrie de pic particulier (135Xe) pour l’analyse des effets fins (remontée de flux en bas de plaque et écrasement du flux en haut du fait de la présence des inserts borés)
Spectrométrie intégrale Distribution radiale de taux
de fission des plaques par secteur
Spectrométrie de pic particulier (92Sr, 135Xe et 135I pour l’assemblage démontable en position centrale (001) et seulement 135Xe pour l’assemblage en périphérie (position 101)).
Distribution de taux de
fission par assemblage Spectrométrie de pic particulier (
92
Sr)
Tableau 8 : Synthèse des techniques de spectrométrie utilisées pour le programme AMMON. L’incertitude associée dépend du nombre de coups (et donc du temps de comptage), de la correction de temps de mort de la chaîne électronique et des incertitudes sur les constantes de décroissance radioactives utilisées.
Les incertitudes expérimentales associées aux mesures taux de fission des crayons sont inférieures à 0.5% pour la spectrométrie intégrale et de l’ordre de 1% à 1.5% (1 ) pour la spectrométrie de pic particulier. Chaque crayon est compté trois fois par le banc de spectrométrie et la dispersion des mesures pour un même crayon est en moyenne de 0.3 % à 0.4 %.
Les incertitudes expérimentales de pic particulier sur les plaques ont des incertitudes inférieures à 1% mais l’écart-type, pour une même plaque, entre les différentes mesures est de l’ordre de 1%(1 ). Les incertitudes à β des différentes techniques de mesures sont regroupées dans le Tableau 9.
C.3.3
Incertitudes de mesures de la configuration de référence
Le Tableau 9 regroupe les incertitudes de mesure cibles (à 2 ) et les incertitudes obtenues (à 2 ) lors des mesures de distributions de taux de fission et de laplaciens réalisées sur la configuration de référence du programme AMMON
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Grandeurs Type Incertitude cible (2 ) Incertitude obtenue (2 ) Distribution de taux de
fission total Taux de fission axial 2%
0.2% à 2% par chambre à fission 2% à 3% par spectrométrie Distribution de taux de
fission total Taux de fission radial 2%
0.6% à 1.5% par chambre à fission 1.2% à 2% par spectrométrie
Laplacien axial Fission totale 1.5% 1% par spectrométrie
Laplacien axial Fission 235U 1.5% 1% à 1.5% par chambre à fission Tableau 9 : Incertitudes cibles et réalisées lors du programme AMMON en configuration de référence.