TECHNOLOGIE DU REACTEUR
INTRODUCTION
168. La Division de technologie du réacteur a poursuivi, durant l'année écoulée, la réorientation de son rôle initial. De promoteur de recherches elle est devenue l'un des membres d'une association d'organis-mes visant à mettre en valeur les réacteurs à haute température à l'échelle industrielle.
169- La plus importante des installations consacrées à la mise au point des réacteurs à haute température étant incontestablement le réacteur Dragon, priorité a été donnée aux travaux visant à assurer sa disponibilité maximale et à perfectionner continuellement les dispositifs expérimentaux annexés. On a amélioré à la fois la portée et la précision des mesures in-vivo et celles des analyses après irradiation et on a mis au point de nou-velles méthodes de prévision du comportement des dispositifs expérimentaux qui seront utilisés pour l'établissement des projets.
1 7 0 . Dans le domaine de l'étude des produits de fission, l'objec-tif principal de la Division est de tirer des expériences poursuivies dans le réacteur Dragon, dans la boucle Pégase ainsi que dans d'autres installa-tions, le maximum d'informations et de mettre au point des méthodes permet-tant de les appliquer aux réacteurs de puissance. Ces travaux intéressent également les études de sécurité menées par le Projet en collaboration avec des constructeurs de réacteurs, des compagnies d'électricité et les organismes nationaux chargés de délivrer les autorisations en matière d'ins-tallations nucléaires.
1 7 1 ' Les activités de la Division de technologie du réacteur sont ainsi très étroitement liées à celles de nombreux organismes des pays signa-taires de l'Accord Dragon et elles ne représentent plus qu'un élément de la somme croissante des recherches concernant les réacteurs à haute température.
PHYSIQUE DU REACTEUR
Etat d'avancement des travaux
1 7 2 . Au cours de l'année considérée dans ce rapport, les travaux de la Division ont porté sur deux sujets principaux : le réacteur Dragon, d'une part»et un projet de réacteur de puissance à haute température uti-lisant des aiguilles de combustible en cadran téléphonique, d'autre part.
La Division a aussi poursuivi, mais d'une façon marginale, ses évaluations d'expériences de physique des réacteurs.
173» Dans le cadre général de la physique des réacteurs, on a
terminé l'analyse par ordinateur des expériences NESTOR à l'aide du fichier standard N° 6 des programmes nucléaires Dragon. Par contre, on n'a pas
encore entamé les calculs relatifs à l'expérience HECTOR sur les coefficients de température ni ceux de l'expérience MARIUS sur le combustible de type C dont les résultats sont maintenant disponibles. L'évaluation de ces résul-tats et de ceux d'autres expériences entreprises en collaboration alimente-ront le programme de physique générale pendant l'année à venir. L'analyse des expériences sur le plutonium, en cours au CEA, absorbera une grande partie de ces efforts. L'expérience NESTOR a démontré qu'on peut prévoir avec une précision satisfaisante les absorptions de résonance de
l'uranium-238.
174. On projette des travaux supplémentaires sur la cinétique des réacteurs à haute température. Ils concerneront plus particulièrement les
oscillations de réactivité dues aux xénon dans un coeur à deux zones et les coefficients de température dont l'évaluation, limitée cette année aux états d'équilibre, sera étendue aux cas dynamiques.
175. En dehors de ces études, on sera amené, comme le montre l'ex-périence des dernières années, à consacrer un effort important aux problèmes
courants soulevés par le fonctionnement du réacteur Dragon.
176. Les études théoriques effectuées dans le cadre du programme de physique du réacteur Dragon comprennent : un calcul détaillé des deux premiers coeurs de la charge IV et des calculs préliminaires concernant les
renouvellements ultérieurs du combustible ; l'élaboration de programmes multidimensionnels destinés aux calculs des coeurs ; l'interprétation des , résultats d'expériences à puissance nulle et de mesures par exploration gamma ; des calculs de sécurité ; des études après irradiation sur la
charge I, basées sur une représentation plus précise des barres de réglage.
En ce qui concerne les études de mise au point, on a donné la priorité à une révision des méthodes de calcul visant à tenir compte des variations de la structure fine des flux et des facteurs de désavantage, en fonction
à la fois de la configuration initiale de la charge et du degré d'épuisement.
En second lieu, on essaiera de tenir compte des variations axiales du flux et, par conséquent, du degré d'épuisement. En'troisième lieu, on compte intro-duire dans le calcul multidimensionnel du degré d'épuisement la variation au cours du temps du spectre des neutrons et donc des sections efficaces.
On compte également améliorer les méthodes de calcul concernant les isotopes lourds du plutonium. Parallèlement à ces études de mise au point, on poursui-vra l'exécution du programme à long terme et les analyses dans le coeur.
177* On a établi, en accord avec les auteurs de projets commerciaux de réacteurs à haute température, un modèle de coeur de réacteur de puissance utilisant des aiguilles en cadran téléphonique. Ses dimensions ont été choi-sies de manière à rendre aussi générale que possible la validité de ces études.
Comme le programme d'Irradiation dans le réacteur Dragon comporte toujours des essais d'aiguilles en cadran téléphonique, on peut considérer ce modèle comme une solution de réserve par rapport aux autres types d'aiguilles étu-diés par l'industrie. On a calculé, dans le cadre de l'histoire complète d'un réacteur répondant au modèle de référence, les distributions de tempé-rature et de puissance, les caractéristiques des degrés d'épuisement, les dommages cumulés provoqués par les neutrons rapides et le coût du cycle de combustible. On est arrivé à proposer des schémas de gestion du combustible à la fois techniquement réalisables et économiquement rentables.
178. Les recherches suivantes concernent les problèmes de commande du réacteur. Des études de sécurité ont été effectuées en collaboration avec le service "sécurité" de la Section de technologie des réacteurs à haute température.
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-179* Dans le domaine de la physique expérimentale, on poursuit l'analyse et l'évaluation des résultats des expériences à puissance nulle menées dans le coeur 1 de la charge IV de Dragon. En même temps, l'entre-prise Dragon participe à l'expérience HECTOR, dans le cadre de la collabo-ration Dragon-UKAEA-CEA concernant la physique des combustibles irradiés.
180. Dans le cadre, cette fois, de la collaboration DRAGON-CEA, l'équipe de physique expérimentale de Dragon se joindra au groupe CEA chargé d'exécuter l'expérience MARIUS sur les geometries en cadran téléphonique, en août ou septembre 1 9 7 1
-181. La période considérée dans le présent rapport a été caracté-risée par une intensification de la collaboration à l'échelle internatio-nale, à la fois par le canal des réunions sur la physique groupant les pays signataires de l'Accord Dragon (DCPM) et par celui d'accords bi- ou trilatéraux.
Physique générale et cinétique du réacteur ïEaYa32x_après_irradiation_sur_l
182. De nouvelles études ont été consacrées à la représentation des barres de réglage. On a découvert que, en fin de compte, les divers perfectionnements apportés au groupement de l'énergie, à la représentation du gainage des barres de réglage, aux hypothèses concernant la distribu-tion angulaire de neutrons a la paroi des conduites des barres, n'amélio-raient guère l'efficacité du réglage ; pas plus d'ailleurs que la prise en considération du flux dans les conduites des barres lorsque ces derniè-res sont abaissées. On a remarqué cependant que la forme des barderniè-res de réglage influence considérablement l'absorption des neutrons. D'après la formule qu'on a établie pour corriger les longueurs extrapolées, il faudrait apporter une correction de -12 % à la charge I de Dragon. On a réduit ainsi de moitié l'écart qui subsistait entre le nombre critique des barres de réglage prédit par la théorie et celui observé expérimentalement.
Calculs_çinétiques_de_séçurIté_pour_la_çharge_IY_de_pragon
183- On a déterminé la gamme des durées de vie des neutrons ins-tantanés, les rapports efficaces des neutrons retardés et les coefficients de température.
184. D'après une étude comparative des effets, sur la réactivité, d'une entrée d'eau accidentelle, il semble que la charge IV soit encore plus sûre que la charge III. Au cas où 10 % du volume libre du coeur serait
inondé, l'effet combiné de l'eau et du lithium entraînerait une variation de réactivité de -1,7 %•
185* On a calculé les conséquences d'un retrait accidentel d'une barre de réglage. Au vu des résultats, il s'est avéré nécessaire d'inter-dire la commande à haute fréquence de l'analyseur de fonctions de transfert
(TEA) durant la mise en marche du réacteur-
r-186. Le calcul a aussi montré que les conséquences de ce même acci-dent survenant pendant l'exploitation à 25 MW seraient encore plus minimes qu'à 20 MW et n'entraîneraient qu'une petite pointe de puissance.
Etude _ sur _la _ çr it ici té _de_l lins t alla ti on agrandie pour. _le _s t o çkage _de_ s 187- Il ressort des calculs effectués en fonction de diverses
conditions de submersion, pour le cas d'un réseau à maille carée d'un pas de 15 pouces (38 cm), que kœ serait inférieur à 0,533? donc "bien en dessous de la criticité.
Etudes sur les _f a cteurs _de _dé sa vantage _d e _1 ^uranium _e t _du ^lut ojiium _dans_
la ~~ cHâr g ë ~ 17 ~d e _Drag on
188. On a évalué l'incertitude maximale liée aux diverses hypo-thèses de calcul entrant dans les prévisions de puissance des aiguilles de combustibles de la charge IV. On a trouvé que les hypothèses concernant le rayon de la cellule du modèle de transport, d'une part, et le regroupement des nombreux niveaux de la structure fine des facteurs de désavantage en un nombre limité de larges bandes en fonction de l'énergie, d'autre part-introduisent chacun une incertitude de + 1 % sur les prévisions de puis-sance des aiguilles. Les incertitudes liées à la subdivision des groupes d'énergie et à la négligence des changements du spectre des neutrons en fonction de la position radiale dans le coeur et du degré d'épuisement, s'élèvent respectivement à + 1 , 5 % et à + 0,3 %• Il en résulte une incer-titude totale sur la puissance des aiguilles de + 2,1 %.
^y^6-?._Ç.°_^Ç.eJ^]Qân.^._1 'intégrale _de résonance
189- Il ressort des calculs effectués à l'aide d'un programme GGA que l'efficacité de la diffusion potentielle par le graphite établie précédemment doit être abaissée de 15 %•
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reTsojnancë^
190. On a terminé ces évaluations.
1 9 1 . Les désaccords avec la théorie sont généralement très faibles.
L'écart le plus considérable (12 °/o) concerne la prévision des fissions par neutrons rapides. Ces dernières,cependant, contribuent pour moins de 1 % au nombre total de fissions, dans le cas du réacteur à haute température de référence.
Eta t_ de_ 1 a_ cp11abp 2?at±0n_ e n_ ma tie r e_ dj exp_érle nc_es_ £ur_ U in.i_e.grS1e_ d_e réspnan c e_ me ttan t_ en. _jeu_ des_ .cojpbjusï;ibles_ non. ixja_d,i_é_s
192. Les expériences HECTOR et NESTOR ont été menées à terme et les résultats expérimentaux ont été transmis au Projet Dragon.
193- On a étudié à Winfrith et à Cadarache, en collaboration avec le CEA, l'agencement théorique de l'expérience MARIUS concernant les pas-tilles de combustible en cadran téléphonique. Après ajustement des paramè-tres essentiels tels que le rapport de modération et l'intégrale de réso-nance, il est ressorti des calculs de diffusion que les rapports de flux de la zone d'essai centrale et de la zone de référence périphérique s'ac-corderaient à 2 %près. Le combustible, fabriqué par l'entreprise Dragon, contiendra environ 4-,5 kg de métal lourd.
194. Le Projet Dragon maintient un contact étroit avec le CEGB à propos de l'expérience du BNL sur les réacteurs à haute température à combustible en cadran téléphonique ; cette expérience pilote vise à
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-reconnaître les difficultés de conception et d'exploitation de ce type de réacteur, les pastilles de combustible destinées à ces essais ont été agglomérées par l'entreprise Dragon, les mesures sur le premier ensemble critique devraient débuter vers le milieu de 1 9 7 1 *
1 9 5 ' On a dû différer les mesures d'absorption de résonance de petits échantillons à des températures atteignant 1500° K à la suite d'un
arrêt de 9 mois du réacteur du IRI, à Delft.
Physique du réacteur Dragon
196. Le 11ème rapport annuel fait état d'un programme à long
terme concernant l'exploitation de la charge IV du réacteur Dragon au cours de 8 cycles de lots de combustible, de 2.000 MWj chacun. Les circonstances ont imposé d'importantes modifications à ce programme. La première a été décidée au milieu de l'année considérée ici lorsque, par suite de diffi-cultés de fabrication imprévues, il a fallu reporter au moment de l'exploi-tation du coeur 3 de la charge IV les quatre essais d'éléments de combus-tible faiblement enrichis à matrice annulaire et les quatre essais complé-mentaires de matrice en cadran téléphonique. Cette situation a été encore
aggravée par le retard de livraison,d'une part, des équipements de manu-tention des aiguilles du combustible d'entraînement et, d'autre part, des grands blocs qui les contiennent (les supports des éléments D 16 et D 1 7 ) . Dans ces circonstances, on a préféré concentrer les efforts sur les trois premiers cycles au lieu d'établir un nouveau plan à long terme. Afin die
soulager le programme de fabrication du combustible, on a décidé de différer jusqu'à la fin de 1970 la mise en marche de la charge IV et de prolonger l'exploitation de la charge III par un cycle supplémentaire (le coeur 9 ) .
197- Les plans des trois premiers coeurs de la charge IV dont on prévoit maintenant l'exploitation jusqu'à la fin de 1 9 7 1 , ont été re-maniés ; on a prévu, en position centrale dans le premier coeur, un fais-ceau de six barreaux de combustible à uranium naturel qui viendront
com-penser le déficit en U-238 entraîné par l'annulation des 8 essais mentionnés plus haut portant sur des combustibles faiblement enrichis. La distribution de puissance prévue initialement restera ainsi inchangée.
198. On dispose maintenant d'un outil approprié pour effectuer les opérations essentiellement itératives que représente la planification à long terme d'un coeur : c'est le programme 1-D CREAM particulièrement bien adapté aux calculs rapides des degrés d'épuisement et comportant des calculs de spectres à 43 groupes.
1 9 9 . C'est un fait bien établi qu'un essai d'irradiation ne se déroule jamais exactement comme on l'avait prévu, quelqu'importants que soient les efforts consacrés à minimiser les écarts aux conditions dési-rées. Ces écarts résultent principalement de la très grande influence qu'exerce la configuration des barres de réglage sur la distribution de puissance. Il est donc essentiel de recalculer continuellement les condi-tions de l'essai en fonction des données relevées en cours d'exploita-tion. En liaison avec les mesures de variables telles que la température
et la libération des produits de fission, ces résultats permettent non seulement de contrôler le cours de l'expérience, mais fournissent aussi des données importantes pour les évaluations après irradiation. Les cal-culs requis par ce type de contrôle sont plus compliqués que ceux utili-sés pour la planification à long terme des coeurs. On a sélectionné, dans ce but, un programme 2-D de calcul du degré d'épuisement (GAUGE), dans lequel chaque élément de combustible peut être représenté par sept hexa-gones. Sa mise au point en vue des calculs "en coeur" ainsi que sa compa-raison critique avec d'autres programmes ont demandé beaucoup de travail.
200. On a démontré que le programme GAUGE répond exactement à nos besoins, bien qu'il soit limité à un seul groupe d'énergie thermique et qu'il représente les barres de réglage par un poison de réglage. Il ressort des calculs effectués avec ce programme que la puissance d'un
élément de combustible dépend étroitement de la position des barres de réglage, et, dans une moindre mesure, de la composition environnante du coeur. On peut mettre à profit l'effet des barres sur la distribution de puissance pour occasionner des variations de puissance au cours
d'expérien-ces spécifiques. C'est de cette façon,par exemple, qu'on a provoqué une montée rapide en puissance, au cours de l'expérience IE 5 0 7 ( 3 ) , en vue
d'étudier les effets d'interaction de contraintes élevées sur les pastilles des éléments de combustible à interaction tubulaire.
201. Au cours du passage de la charge III à la charge IV, on a changé la plupart des éléments de combustible du coeur en calculant la variation de réactivité à chaque étape à l'aide du programme CEEAM. Il a fallu recalculer l'efficacité des barres de réglage et réévaluer complè-tement leur représentation car la charge relativement élevée en U-235, combinée aux grandes quantités de U-238 introduites par les expériences LE, avaient profondément modifié la configuration générale du coeur.
202. On a calculé les distributions axiales de puissance dans le réacteur Dragon correspondant à la manoeuvre "en rideau" des barres de
réglage, manoeuvre utilisée au cours des charges précédentes. On s'est ainsi aperçu que le rapport du maximum à la moyenne des puissances attei-gnait 1 , 7 , valeur qui, dans le cas des coeurs complexes et relativement condensés de la charge IV, entraînerait des températures inacceptables en certains points.
203. A première vue, ce résultat semblait contredire ceux des examens après irradiation effectués à la fin des charges 1 et 2 , qui in-diquaient pour la moyenne étendue à toute la durée de la charge, un rapport toujours voisin de 1 , 2 . Afin d'éclaircir ce désaccord, on a effectué, par exploration gamma, deux séries de mesures du facteur de puissance axiale au cours d'irradiations de courte durée dans les coeurs 8 et 9 de la char-ge III. Il ressort de ces expériences que les distributions de puissance variaient radialement et que le rapport du maximum à la moyenne de la puissance était de 1,4-5, donc nettement supérieur à la valeur "standard"
de 1 , 2 utilisée dans les calculs thermiques précédents, mais cependant moins élevé que ne le prédisait le traitement théorique. Cette divergence peut s'expliquer par le nivellement axial du degré d'épuisement.
204. A la suite de ces essais préliminaires, on a élaboré un programme à mettre en oeuvre au début de la nouvelle charge IV de mesures
systématiques à puissance nulle et de mesures du facteur de puissance axia-le dans quelques éléments séaxia-lectionnés. Après la montée en puissance, on procédera à des irradiations de courte durée suivies de mesures par explo-ration gamma.
205. En conclusion, il sera exclu de manoeuvrer les barres de réglage "en rideau" lors de l'exploitation de la charge IV, étant donné le dégagement thermique accru du combustible d'entraînement. En vue de minimiser le facteur de puissance axiale, il faudra, autant que possible, adopter la manoeuvre en tout ou rien en maintenant chaque barre de réglage
soit totalement insérée soit totalement relevée. En pratique, on devra sans doute réaliser un compromis en insérant complètement un petit nombre de barres et en compensant l'excédent de réactivité par une "frange" de barres relevées au moins à 75 %• A cette configuration correspond un facteur de forme axial relativement constant en fonction de la distance au centre du coeur et dont le rapport du maximum à la moyenne est de
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-1 , 3 -1 + 0,02. Cette valeur devrait aller en diminuant avec l'accroissement du degré d'épuisement. On s'efforcera de recueillir de nouvelles données statistiques à l'occasion de chaque défournement d'éléments de combustible.
La Figure 6 expose l'allure des facteurs de forme déterminée par explora-tion gamma, pour les deux modes de manoeuvre des barres de réglage.
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206. On a élaboré, en collaboration avec l'UKAEA et le CEA, une série d'expériences concernant le degré d'épuisement. On y prévoit des irradiations expérimentales du combustible LE en 4- étapes recouvrant la durée de vie du combustible dans un réacteur à haute température.
207- Ces expériences consisteront respectivement en :
(a) étalonnage de la réactivité initiale d'échantillons non irradiés, dans le dispositif HECTOR ;
(b) irradiation dans le réacteur Dragon ;
(c) mesures de réactivité après irradiation dans le disposi-tif HECTOR ;
(d) détermination du degré d'épuisement par des analyses
(d) détermination du degré d'épuisement par des analyses