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* > AGENCE EUROPEENNE P O U R L'ÉNERGIE NUCLÉAIRE
O R G A N I S A T I O N DE C O O P É R A T I O N ET DE DÉVELOPPEMENT ÉCONOMIQUES AGENCE EUROPEENNE POUR L'ÉNERGIE NUCLÉAIRE
L'Organisation de Coopération et de Développement Economiques (OCDE), qui a été instituée par une Conven- tion signée le 14 décembre i960, à Paris, a pour objectif de promouvoir des politiques visant :
— à réaliser la plus forte expansion possible de l'éco- nomie et de l'emploi et une progression du niveau de vie dans les pays Membres, tout en maintenant la stabilité financière, et contribuer ainsi au déve-
loppement de l'économie mondiale ;
— à contribuer à une saine expansion économique dans les pays Membres, ainsi que non membres, en voie de développement économique ;
— à contribuer à l'expansion du commerce mondial sur une base multilatérale et non discriminatoire, conformément aux obligations internationales.
Les Membres de l'OCDE sont : la République Fédérale d'Allemagne, l'Australie, l'Autriche, la Belgique, le Canada, le Danemark, l'Espagne, les Etats-Unis, la Finlande, la France, la Grèce, l'Irlande, l'Islande, l'Italie, le Japon, le Luxembourg, la Norvège, les Pays-Bas, le Portugal, le Royaume-Uni, la Suède, la Suisse et la Turquie.
L'Agence Européenne pour l'Energie Nucléaire (ENEA) est une agence spécia- lisée de l'OCDE, créée en décembre 1957 pour promouvoir la coopération entre les pays de l'Europe occidentale dans le domaine des utilisations pacifiques de l'énergie nucléaire. L'ENEA groupe dix-huit pays européens qui sont Membres de l'OCDE. En outre, le Canada, les Etats-Unis et le Japon sont associés à l'Agence et la Commission des Communautés Européennes participe également à ses travaux.
Les principales activités de l'ENEA consistent à :
a) Promouvoir des entreprises communes (la Société Eurochemic pour le retraitement des combustibles à Mol, Belgique ; le projet de réacteur de Halden en Norvège ; et le projet Dragon de réacteur à haute température au Royaume-Uni) ainsi que des services communs (,'? Centre ENEA de Compilation de Données Neutroniques à Saclay, France ; et la Bibliothèque ENEA de Programmes de Calcul à Ispra, Italie) ;
b) Développer la coopération scientifique et technique entre les pays partici- pants, notamment par des échanges d'informations et de données techniques au sein de comités spécialisés (Groupes d'experts gouvernementaux pour la promotion et la mise au point de réacteurs avancés, comités sur les constantes nucléaires, la physique des réacteurs, la sécurité des réacteurs, la conversion directe, les utilisa-
tions des radioisotopes, les problèmes de santé et de sécurité, etc. ) ;
c) Harmoniser les législations des pays participants dans le domaine de l'éner- gie nucléaire en ce qui concerne, notamment, la responsabilité civile et l'assurance,
la protection de la santé et la sécurité. Cette harmonisation se réalise grâce à des conventions internationales ou des recommandations aux gouvernements, com- plétées par des réunions d'experts qui en suivent l'application sur le plan national
et par une information permanente sur l'état du droit nucléaire ;
d) Examiner les programmes nationaux dans le domaine de l'énergie nucléaire, et étudier les aspects économiques de l'énergie nucléaire ainsi que sa place dans l'équilibre énergétique de l'Europe occidentale.
L'ENEA a conclu un accord de coopération avec l'Agence Internationale de l'Energie Atomique, et travaille également en liaison avec les autres organisations internationales compétentes.
TABLE DES MATIERES
INTRODUCTION 1 3 RAPPORT SUR L'ETAT D'AVANCEMENT DU PROGRAMME 14-
PARTIE I - EXPLOITATION DU REACTEUR
GENERALITES 23 IRRADIATION DE LA TROISIEME ET DE LA QUATRIEME CHARGE 25
Configuration du coeur et types d'éléments de
combustible 25 Degré d'épuisement de la réactivité, coefficients de
température 26 ETUDES CHIMIQUES SUR LE CIRCUIT PRIMAIRE 26
Analyses de l'hélium du circuit primaire 26 Système d'échantillonnage , 26
Impuretés 27 Hygrométrie 27 Chromatographic gazeuse 27
Tritium 27 Expériences d'injection d'eau 27
Expériences de la série "chimie" 28 Installations de purification de l'hélium 29
COMPORTEMENT DES PRODUITS DE FISSION 29 Echantillonnage des produits de fission 29
Système d'échantillonnage des produits de fission 31
Mesures avec les tubes de diffusion 31
FONCTIONNEMENT ET ENTRETIEN" DE L'INSTALLATION « 32 Circuits d'évacuation de la chaleur - 32
Soufflantes du circuit primaire et leur alimentation
électrique 32 Equipement de manutention du combustible . . . 33
Stockage du combustible 34- Pertes d'hélium ..., . . . . 34- Machine pour la manutention des aiguilles de combustible
d ' entraînement D 16/1? 34- SECURITE 34- INSTALLATION POUR LES ESSAIS DES COMPOSANTS EN ATMOSPHERE
D ' HELIUM 33 PARTIE II - MATERIAUX
GENERALITES 39 RECHERCHES ET ETUDES DE MISE AU POINT CONCERNANT LE
COMBUSTIBLE ET LE GRAPHITE • 41 Recherches portant sur le combustible et la matrice .... 4-1
Les noyaux » 4-1 Recherches sur l'enrobage 4-2 Etudes de mise au point concernant le
pyrocarbone 4-3 Carbure de silicium 4-3
Consolidation 4-4 Propriétés du graphite et des pastilles de
combustible 4-4 Essais d'irradiation et propriétés du graphite ... 44
Irradiation et propriétés des matrices des
pastilles de combustible 4-5
Pyrocarbone 4-7 Essais sur des particules de types
particuliers . 4-8 - 4- -
ESSAIS D'IRRADIATION DU COMBUSTIBLE ET EXAMENS APRES
IRRADIATION 48 Essais effectués dans des réacteurs de recherche
étrangers 4-8
LEHPL 3 4-8
Boucle de Studsvik, charge 1 7 4-9
Essai Colibri HTR 1 , 50
Essais d'irradiation de combustible à 900°C dans des réacteurs à haut flux, en collaboration avec
l'Euratom, la BelgoNucléaire et le KFA 51
Essai Colibri HTR 2 . . , 51
Projets d'irradiations expérimentales en collabo- ration avec l'Euratom, la BelgoNucléaire et le
KFA c 51
Irradiations de combustible dans le réacteur Dragon .... 52
Essais avec la charge I 52
Eléments de combustible de la série métallur-
gique I 52
Mesures concernant la charge II 52
Série d'échantillons du barreau central 52
Essais de la série métallurgique II 53
Expériences ORNL . . . , 53
Essais avec la charge III , 54-
Essais d'orientation sur les aiguilles de
combustible 54-
Essais de la série métallurgique III 54- Essais du barreau central de la charge III 54-
PRODUCTION DU COMBUSTIBLE 55
Fabrication du combustible d'entraînement 55
Fabrication de combustibles expérimentaux 57
Fabrication des noyaux 58
Enrobage 58
Consolidation 58
Contrôle de la qualité et évaluation avant
irradiation 59 Essais courants 59
Mises au point 59 Montage d'éléments de combustible, y compris les
éléments expérimentaux destinés aux réacteurs
de puissance 60 Etudes économiques 60
Matériaux du circuit primaire 60 PARTIE III - TECHNOLOGIE DU REACTEUR
INTRODUCTION . 65
PHYSIQUE DU REACTEUR 65 Etat d'avancement des travaux 65
Physique générale et cinétique du réacteur 67 Travaux après irradiation sur la première
charge Dragon 67 Calculs cinétiques de sécurité pour la charge IV
de Dragon 67 Etude sur la criticité de l'installation
agrandie pour le stockage des.combustibles
irradiés Dragon ... 68
Etudes sur les facteurs de désavantage de l'ura-
nium et du plutonium dans la charge IV de Dragon.. 68
Etudes concernant l'intégrale de résonance 68 Evaluation de l'expérience de physique NESTOR
HTR sur l'intégrale de résonance 68 Etat de collaboration en matière d'expériences
sur l'intégrale de résonance mettant en jeu des
combustibles non irradiés 68 Physique du réacteur Dragon 69
Collaboration 71 Physique des réacteurs de puissance 71
Matériaux des barres de réglage 77 Influence de la taille de l'installation sur le
coût du cycle de combustible 77 - 6 -
Programmes d'ordinateur 78 Expériences de physique du réacteur » , . . . . c . . 78
Expériences dans les dispositifs HECTOR et
NESTOR 78 Expériences de physique dans le réacteur Dragon .. 78
TECHNOLOGIE DES REACTEURS A HAUTE TEMPERATURE 78 Etat d'avancement du programme * 78 Etudes concernant le réacteur Dragon 79
Etudes de sécurité 79 Programme expérimental c . . . * 80
Systèmes d'échantillonnage rapide 81 Systèmes de localisation des défauts dans le
combustible 81 Prévision de la libération des gaz de fission
d'après les éléments de référence et d'après les
résultats des contrôles de qualité 82
Produits de fission dans l'hélium 82 Produits de fission et radioactivité du circuit ... 82
Expériences en réacteur dans la boucle Pégase à
Cadarache 82 Iode et produits de fission métalliques dans le
réacteur Dragon . , 83
Travaux hors-pile 84 Méthodes de calcul 84
Etudes de sécurité 84 COREL : Programme de calcul de la libération des
gaz de fission en régime stationnaire 84
Le coeur modèle 85 Calculs relatifs à la libération des produits de
fission à partir du coeur modèle en régime
stationnaire 85 Etudes sur les défaillances du coeur modèle 85
Le programme cinétique à deux dimensions
COSTANZA 86
Technologie de 1*hélium 86 Etudes sur l'installation de purification à tamis
moléculaires réfrigérés et données récentes con- cernant les propriétés d'absorption des tamis
moléculaires 86 Recherches concernant les vannes à hélium et
les joints 86 Appareils de contrôle du débit dans les éléments
de combustible Dragon 86 Fuites d'eau et de vapeur à partir des tubes du
générateur de vapeur 87 Boucle d'essai des soufflantes 87
Etudes sur la corrosion du graphite 87 Etudes chimiques sur des éléments de combustible
irradiés dans le réacteur Dragon 87
ETUDES TECHNIQUES 88 Etat d'avancement des travaux • 88
Etudes de mise au point technique 88
Analyse thermique 88 Analyse des contraintes 89
Fatigue 90 Isolation thermique 91
Joints de collerette 91 Mesure des températures dans le coeur 91
Thermométrie par senseurs à ultrasons 93 Etablissement de plans et fournitures 93
Machine de manutention des aiguilles de combus-
tible D 16/D 17 (Figure 10) 93 Eléments de combustible du réacteur Dragon 93
Changements et additions 95 Installations pour essais d'échantillons métal-
liques dans le réacteur Dragon 95 Appareillage pour le réglage du débit gazeux
dans les éléments de combustible 96
- 8 -
Etudes concernant les turbines à gaz (cycle direct) .... 96
Problèmes de commande et études cinétiques 96 Modèles thermiques cinétiques d'éléments de
combustible - 97
Modèle simple 97 Modèles complexes 97
Conception de composants pour les systèmes à
cycle direct 99 AUTRES APPLICATIONS AVANCEES DES REACTEURS A HAUTE
TEMPERATURE 101 Systèmes utilisant la chaleur au prof it. d'.opérations
thermochimiques ' 101
PARTIE IV - SERVICES TECHNIQUES
PROGRAMME RELATIF AU COEUR DU REACTEUR 107 DOCUMENTATION CONCERNANT LES EXPERIENCES PATRONNEES PAR
DIVERSES ORGANISATIONS ET PAR LE PROJET LUI-MEME 1 1 3 EVACUATION DU COMBUSTIBLE IRRADIE ET NON IRRADIE 114
ACCORDS OFFICIELS DE COLLABORATION 1 1 5 Collaboration avec la Commission de l'Energie
Atomique des Etats-Unis (USAEC) 1 1 5 Collaboration avec Brown, Boveri et Cie,
Baden (BBC) 1 1 5 Collaboration avec Gutehoffnungshutte Sterkrade
Aktiengesellschaft (GHH) 1 1 5 Collaboration avec Kernforschungsanlage
Jiilich GmbH (KFA) 116 Proposition en vue d'une collaboration avec
l'Institut de Recherche sur l'Energie Atomique
du Japon (JAERI) 116 Expériences d'irradiation effectuées dans le
réacteur à haut flux (HFR) de Petten et dans le BR2 de Mol par des entreprises associées à Euratom
(Euratom/Projet Dragon/KFA Julich/BelgoNucléaire/
CEN/RCN) 116 Accords de collaboration officieux 116
Réunion sur la physique groupant les pays signa-
taires de l'Accord Dragon 117
INFORMATION 117 Généralités 117
Rapports 117 Symposiums 118 Relations extérieures 118
Brevets et licences 118 PARTIE V - ADMINISTRATION
PERSONNEL 121 CONSEIL DE DIRECTION, COMITE DE GESTION ET SOUS-COMITE DU
PROGRAMME DU COMITE DE GESTION 121
CONTRATS . 123 FINANCEMENT ET COMPTES 124
Comptes 124 Estimations et budgets 124
ANNEXES
1 . Personnel en poste au 31 mars 1971 126 2. Organigramme du personnel de Direction au 31 mars 1971 • 131
3. Conseil de Direction 133 Comité de Gestion 137 Sous-Comité du Programme du Comité de Gestion 138
4. Principaux contrats conclus au 31 mars 1971 14-1
5« Estimation des dépenses 14-3 6. Estimation des engagements de dépenses 149
7- Publications 153 8. Liste des brevets déposés au titre du Projet Dragon
1970/1971 157
- 10 -
LISTE DES FIGURES
Figure 1 Radioactivité dans le circuit primaire pendant
l'exercice 1970/71 30 Figure 2 Retrait des pastilles de combustible dans les
aiguilles de combustible à interaction tubulaire . 4-6 Figure 3 Microphotographies. Sections de particules
irradiées dans la boucle de Studsvik, charge 17 • • 4-9 Figure 4- Particules irradiées dans la capsule Colibri
HTR 1 sur le plateau de graphite 5 ° Figure 3 Pastilles de combustible "en cadran téléphonique"
sortant de la presse 56 Figure 6 Distribution axiale de la puissance lors de la
mise en marche du réacteur Dragon avec la charge IV, d'après les mesures effectuées par
exploration gamma 72 Figure 7 Agencement théorique du coeur d'un réacteur de
puissance 7 3 Figure 8 Agencement des aiguilles de combustible et des
blocs de graphite 74- Figure 9 Etudes des conditions d'approche à l'équilibre
dans le cas d'un réacteur de puissance 76 Figure 10 Appareil de manutention des aiguilles de combus-
tible d'entraînement D 16/D 17 92 Figure 11 Elément de combustible D 20 94-
Figure 1 2 Système de commande- à trois boucles d'un réacteur
à haute température alimentant une turbine à gaz . 98 Figure 1 3 Disposition d'un réacteur à haute température
destiné à fournir de la chaleur utilisée dans des
processus thermiques industriels 100 Figure 14- Schéma fonctionnel des échangeurs de chaleur du
réacteur et des échangeurs de chaleur intermédi-
aires 102 Figure 1 5 Programme d'irradiation de la charge IV 108
Figure 16 Documentation concernant les expériences patronnées
par diverses organisations 1 1 2
LISTE DES TABLEAUX
Tableau 1 Constitutions des coeurs 8 et 9 de la charge III
et du coeur 1 de la charge IV 24- Tableau 2 Conditions d'irradiation relatives à l'expérience
concernant le barreau central à combustible au
thorium 52 Tableau 3 Paramètres de référence du réacteur dé
puissance 75 Tableau 4- Répartition des expériences suivant leur type
et l'organisme le patronnant ' 110
- 12 -
INTRODUCTION
Le douzième rapport annuel du Projet OCDE de réacteur à haute température (Dragon) est soumis au Comité de Direction de l'Agence Euro- péenne pour l'Energie Nucléaire (ENEA), conformément aux dispositions de
l'Accord Dragon. Les participants au Projet sont le Gouvernement de l'Autriche, la Commission Danoise de l'Energie Atomique, la Commission des Communautés Européennes, l'Institutt for Atomenergi de Norvège,
l'AB. Atomenergi de Suède, le Gouvernement de la Confédération Suisse et l'Autorité de l'Energie Atomique du Royaume-Uni.
La période du 1 e r avril 1970 au 31 mars 1971» couverte par le présent rapport, a marqué l'achèvement de la première année de la qua- trième prorogation du Projet Dragon.
Le Conseil de Direction du Projet Dragon a approuvé, en juin 1 9 7 1 , la présentation de ce rapport au Comité de Direction de l'Energie Nucléaire de l'OCDE, ainsi que sa publication.
RAPPORT SUR L'ETAT D'AVANCEMENT DU PROGRAMME
La période du 1 e r avril 1970 au 31 mars 1 9 7 1 , considérée dans le présent rapport, représente la première année d'une nouvelle proroga- tion triennale du Projet Dragon. L'Accord ainsi prolongé prévoyait une certaine évolution dans le rôle du Projet : une fraction croissante de ses activités et de ses installations serait consacrée aux projets indus- triels visant à produire de l'énergie à des fins civiles à partir de la filière des réacteurs à haute température refroidis par gaz. Ces considé- rations s'appliquent particulièrement au programme d'exploitation du réacteur expérimental Dragon. Son programme d'irradiation est, en effet, principalement consacré à des essais d'éléments et d'aiguilles de combus- tible fabriqués par l'industrie et destinés aux futurs réacteurs de puissance. Cette nouvelle orientation a effectivement inspiré la plupart des travaux du Projet durant cette dernière année.
Parmi les pays participant au Projet Dragon, c'est au Royaume- Uni que la conception du réacteur à haute température à éléments prisma-
tiques était la plus avancée. Les spécifications du "Mark III", réacteur refroidi par gaz du Central Electricity Generating Board (CEGB), étaient déjà bien définies dès le début de cette année. Il n'est donc pas étonnant que les exigences de ce dernier programme aient orienté en grande partie les activités de l'entreprise Dragon : un grand nombre d'études de mise au point et d'essais d'irradiation sur les matériaux du coeur et sur les éléments de combustible ont été effectuées dans le réacteur expérimental Dragon. D'après les spécifications initiales, le combustible et le graphi- te dans le coeur du Mark III devaient être aptes à supporter des doses d'irradiation correspondant à un degré d'épuisement moyen de 6% FIMA et à un flux intégré maximal de neutrons rapides de presque 3 x 10^" DNE *.
De pareilles doses sont considérables à l'échelle du programme d'irradia- tion du Projet Dragon. Il faudrait, pour les atteindre, exploiter le réacteur Dragon à une puissance de 20 MW pendant deux ans, avec un coef- ficient d'utilisation de 75 %• En fait, ces spécifications initiales étaient essentiellement déterminées par la durée des essais. Ce ne sont nullement des limites de caractère fondamental mais au contraire des es- timations minimales très prudentes. La même prudence a inspiré les éva-
luations des températures nominales maximales et des densités de puissance, ainsi que l'adoption d'éléments de combustible à matrice de graphite avec
*• DNE : DIDO Nickel Equivalent. Les doses de neutrons rapides sont expri- mées en équivalent de la dose nickel dans le réacteur DIDO.
- 14 -
une faible charge en métal lourd. Il est important d'insister sur ces points car les premières évaluations du coût d'un cycle de combustible
fondées sur ces paramètres sont relativement élevées ; il faut bien com- prendre qu'elles sont affectées d'une marge de sécurité considérable et
qu'elles pourront être sensiblement améliorées.
Le-plan du réacteur Mark III prévoit un coeur à blocs de graphite et aiguilles de combustible. C'est là une conception très proche de celle que le Projet Dragon est arrivé à envisager pour les réacteurs de puissan- ce. Elle permet d'effectuer séparément les mises au point et les essais d'irradiation sur les éléments de combustible (les aiguilles), d'une part, et sur les gros blocs de graphite formant les principaux éléments struc- turaux du coeur, d'autre part. Dans sa conception initiale du réacteur Mark III, l'Autorité de l'Energie Atomique du Royaume-Uni avait adopté un type d'aiguille de combustible à barreau creux. Mais, comme on peut le lire dans le rapport de l'an dernier, la préférence s'est ensuite portée sur le type tubulaire avec interaction auquel le Projet a accordé la pre- mière priorité dans son programme d'irradiation avec la charge IV. En
même temps, le Projet Dragon s'est intéressé à la mise au point d'éléments du type "en cadran téléphonique" sans interaction et une des entreprises participant à la fabrication des combustibles s'est occupée de la mise au point d'un type plus perfectionné dans lequel les parois du tube et la matrice du combustible sont pressées ensemble. Ce dernier procédé pourrait aboutir à une réduction substantielle du coût des aiguilles de combustible.
Le type d'élément en cadran téléphonique permet non seulement d'échapper aux problèmes d'interaction mais il offre aussi l'avantage de comporter des pastilles de combustible très similaires par leur forme et leur dimen- sion à celles qu'utilise la Gulf General Atomic dans son réacteur de Fort Saint-Vrain.
Le coeur du réacteur expérimental Dragon a été modifié suivant la conception qui prévaut actuellement pour les futurs réacteurs de puis-
sance à haute température et qui prévoit un coeur du type à bloc de graphite et à aiguilles de combustible. Dans sa nouvelle configuration, adoptée pour la charge IV après des expériences préliminaires dans les derniers coeurs de la charge III, les faisceaux à sept éléments de combustible ont été rem- placés par des blocs porteurs en graphite présentant le même profil exté- rieur. Ces blocs sont percés de canaux destinés à contenir les aiguilles de combustible expérimentales pour réacteurs de puissance ainsi que des aiguilles plus petites et remplaçables de combustible d'entraînement. Une pareille disposition permet de poursuivre l'irradiation des aiguilles ex- périmentales en renouvelant le combustible d'entraînement. Ce principe est très important ; son application aux réacteurs de puissance se traduirait par une réduction substantielle du coût de fabrication du combustible. Une partie importante des travaux de la Section des services techniques, pen- dant cette année, a été consacrée aux plans d'une machine de rechargement des aiguilles de combustible d'entraînement. La fabrication de cet appareil est en cours.
La situation au début de la douzième année du Projet Dragon se caractérise par un fonctionnement sans problème du réacteur après la réso- lution des difficultés antérieures dues à la corrosion,du côté eau, des échangeurs de chaleur du circuit primaire. La charge III en était à son 200ème jour de fonctionnement et l'irradiation du coeur 8 venait de com- mencer.
Il importe de souligner que l'irradiation de la charge III cou- vrait la première moitié d'un cycle d'irradiation d'échantillons de parti-
cules de combustible enrobées destinées à la première génération des réac- teurs de puissance à usage civil. Leurs spécifications prévoyaient un
combustible à uranium faiblement enrichi avec des particules plus grandes que celles du cycle antérieur de combustible à thorium dont les performan- ces étaient déjà bien établies. La charge III était aussi caractérisée par la présence, dans les derniers coeurs, des nouveaux supports en graphite destinée aux essais des divers types d'aiguilles de combustible pour réac- teurs de puissance. Presque toutes les expériences réalisées avec la charge III du réacteur expérimental Dragon avaient été conçues par le Projet lui' même.
Pendant la première moitié de la période considérée dans ce rap- port, on a terminé l'irradiation de la charge III après "150 jours d'exploi- tation du réacteur. Un arrêt de 25 jours, entre les coeurs 8 et 9 , a été consacré à des opérations mineures de changement de combustible et d'entre- tien. Des opérations plus importantes d'entretien, de modification du
réacteur et de renouvellement complet de la charge du coeur ont ensuite nécessité un arrêt de trois mois. Le réacteur a été remis en marche à la fin de décembre 1970 et a fonctionné pratiquement sans interruption avec la charge IV pendant les trois derniers mois.
Nous connaissons maintenant beaucoup mieux le comportement des matériaux du coeur grâce aux mesures in-vivo de libération des produits de fission et grâce à l'examen après irradiation des éléments de combustible et des échantillons extraits des coeurs 8 et 9• Ce-cycle a aussi permis de confirmer l'absence de défauts dans les composants structuraux des éléments de combustible tels que les tubes de graphite, les blocs terminaux et les pastilles de combustible. Dans certains des combustibles expérimentaux, des défauts (quelquefois provoqués délibérément pour -en étudier le mécanis- me de formation) ont été constatés dans l'enrobage des particules, mais ils n'ont jamais conduit à l'introduction, dans le circuit primaire, d'ac- tivités en produits de fission qui auraient été inacceptables dans un réacteur de puissance. Ce résultat souligne la nécessité de considérer
dans une optique convenable lé rôle de l'enrobage ; il est maintenant clair qu'on peut tolérer une proportion de particules à enrobage défectueux de l'ordre de 1% en moyenne à la fin de la vie du combustible, sans qu'il en résulte une libération prohibitive de produits de fission.
Presque tous les échantillons de combustible du cycle au thorium ont été déchargés du réacteur à la fin de la charge III. Il faut noter que plusieurs d'entre eux avaient été soumis à un cycle de combustion complet par rapport au degré d'épuisement et à la dose de neutrons rapides. Plu-
sieurs types de particules enrobées se sont comportés d'une façon tout à fait satisfaisante puisque les taux de libération des principaux produits de fission sont restés inférieurs à 10""4.
A la fin de la troisième charge, on a également déchargé et exa- miné certains échantillons de combustibles expérimentaux du cycle, à uranium faiblement enrichi. Ils comprenaient divers types de particules de combus- tible enrobées couvrant une gamme de spécifications possibles pour les réacteurs de puissance ; leur degré d'irradiation correspondait aux deux- tiers environ du cycle prévu dans ces réacteurs. Les résultats ont été très encourageants, la proportion de particules encore intactes étant proche de 100 % dans plusieurs des types de combustibles examinés. Des mesures in- vivo ont été poursuivies sur les échantillons rechargés dans le réacteur ;
à la fin de l'année considérée ici, la dose reçue correspondait déjà à près de 70 % du cycle complet et la libération des produits de fission restait toujours fixée à un niveau assez bas pour démontrer l'absence de défauts importants dans l'enrobage des particules examinées.
Pendant la même période, on a effectué, dans le cadre du pro- gramme d'irradiation à l'extérieur, des essais accélérés par rapport au
- 16 -
degré d'épuisement ou à la dose de neutrons rapides. Ces essais soumettent les particules enrobées à des conditions très sévères, la puissance émise étant supérieure d'un ordre de grand.eur à celle qui est prévue dans la pre- mière génération des réacteurs de puissance ; il en résulte des gradients de température intenses dans les couches d'enrobage et des températures élevées à la surface de contact entre noyaux et enrobage, qui peuvent con- duire à des défaillances dues à "l'effet amibe". Dans certains cas, la dose de neutrons rapides a été poussée à 5 x 1012 DNE tandis que,sur d'au- tres échantillons, des degrés d'épuisement d'environ 16 % FIMA ont été atteints. Le fait que certains types de particules ont résisté à des con- ditions aussi sévères montre clairement qu'il sera possible de mettre au point des combustibles capables de performances bien supérieures aux normes fixées à l'origine. Les essais accélérés sont difficiles à interpréter mais ils sont très utiles pour identifier les divers types de défauts et pour trouver les moyens d'y remédier.
Le sHecès qui a couronné tous les essais préliminaires d'aiguil- les de combustible dans la charge III ne doit pas faire oublier que, dans aucun des cas, la dose reçue n'a dépassé un tiers de la dose prévue pour un cycle normal de,réacteur de puissance. Il y a lieu de noter que,parmi les types de combustible testés , se trouvaient aussi des éléments expérimentaux fai- blement agglomérés, contenant une forte proportion, en volume, de particu-
les de combustible. Ces premiers résultats ont certes été très encourageants
•mais il convient de se rappeler que, pour être complètement informé sur le comportement des aiguilles de combustible lors d'un cycle de puissance complet, il faudrait les irradier pendant 5 ou 6 cycles de 100 jours dans la charge IV du réacteur expérimental exploité à 20 MW.
On a poursuivi, en collaboration avec le RCN à Petten, les études sur le graphite qui occupent une place importante dans le programme d'irra- diation réalisé à l'extérieur. Il est intéressant de noter que les échantil- lons de graphite isotrope dérivés du gilsocarbone ont subi jusqu'à présent des doses d'irradiation au moins deux fois plus intenses que dans un cycle normal. Ces essais permettent de conclure que les blocs en graphite isotrope pourront probablement être utilisés pendant trois cycles dans les réacteurs de puissance.
Durant la période considérée dans ce rapport, on a spécialement étudié le comportement des métaux utilisés dans la structure des réacteurs lorsqu'ils sont placés dans l'atmosphère d'hélium impur très chaud qui
caractérise l'environnement des réacteurs à haute température. Les premiers essais réalisés sur des échantillons exposés, avec ou sans contrainte, à des conditions considérées comme typiques des réacteurs de puissance, mon- trent que, lors du choix des alliages appropriés, il faudrait surtout tenir compte des propriétés réductrices et carburisantes des impuretés gazeuses du fluide réfrigérant. Il s'avère dès à présent que nombre de matériaux
commercialement disponibles pourront convenir et que les phénomènes observés n'affecteront en rien la possibilité de réalisation des réacteurs à haute température.
Les organisations industrielles s'occupant de cette filière de réacteurs s'intéressent vivement au comportement des composants des réac- teurs à haute température exposés à une atmosphère d'hélium. Le Projet, mettant à profit la grande capacité de son appareillage de purification de l'hélium, a donc étendu ses installations pour permettre de mener des essais en environnement d'hélium sur le site du réacteur. Certains organis- mes ont déjà utilisé ces installations pour tester des caractéristiques particulières de conception. Le Projet lui-même a poursuivi ses activités dans le domaine de la technologie de l'hélium, notamment celles qui concer- nent la purification de l'hélium,la conception des vannes,11 échantillonnage
du fluide réfrigérant et l'isolation thermique. Dans certains cas, ces activités ont été poursuivies en collaboration avec d'autres organismes engagés dans la mise au point des réacteurs à haute température.
Le réacteur expérimental Dragon se distingue par la complexité de son coeur composé de 37 éléments, tous différents. La Section des ser- vices techniques a dû consacrer un effort considérable à la conception et à la modification continue de nouveaux types d'éléments de combustible.
Jusqu'à la réalisation du premier coeur de la charge IV y compris, la Section a conçu près de 18 types différents d'éléments. Presque tous ont
été soumis à des essais d'irradiation dans le coeur du réacteur Dragon.
L'obtention et l\assemblage des composants, la fabrication des particules de combustible enrobées et leur compaction en éléments de combustible,
se sont révélés être un travail considérable qui a été mené à bien avec efficacité et célérité par la Section de production du combustible.
Actuellement, cette tâche est encore compliquée par le fait que plusieurs des aiguilles expérimentales et leurs composants sont fabriqués en dehors des installations du Projet, dans les laboratoires des divers organismes industriels de patronage.
La Section de physique du réacteur et celle des services techni- ques ont dû,elles aussi, fournir un effort considérable pour établir avec précision les spécifications particulières de chacun des 37 éléments de combustible et pour permettre ainsi de définir de façon adéquate les con- ditions des essais expérimentaux. Les travaux de physique du réacteur ne comprennent pas seulement le calcul des éléments de combustible ; il faut y ajouter la détermination du meilleur mode d'exploitation du réacteur en fonction, par exemple, de la disposition des barres de réglage, ainsi que l'interprétation des mesures physiques effectuées dans le réacteur en vue de vérifier les prévisions théoriques. L'entreprise a également consacré une grande partie de ses activités aux évaluations de sécurité qui doivent
être répétées à chaque changement de la constitution du coeur. A ce propos, on a étudié très sérieusement le cas hypothétique d'une rupture simultanée de la cuve pressurisée et d'un échangeur de chaleur entraînant une pénétration d'eau et de vapeur dans le coeur. Un accident de ce genre provoquerait la formation de grandes quantités de vapeur d'eau et de uionoxyde de carbone qui, en réagissant entre eux, libéreraient de l'hydrogène dans l'enceinte
secondaire. Il est donc essentiel de s'assurer que les conditions d'exploi- tation du réacteur correspondent à des densités de puissance et à des tempé- ratures à la surface des éléments de combustible telles que la concentration d'hydrogène reste inférieure à la limite d'explosion. La conception même du réacteur permet d'éviter facilement les risques d'explosion d'un mélange eau-gaz mais la méthode de calcul mise au point peut aussi servir à détermi- ner l'intensité et la répartition de la corrosion du graphite du coeur au cours des phénomènes transitoires qui suivraient la rupture d'un des tubes échangeurs. Une grande partie des autres études de sécurité concernant le réacteur expérimental Dragon sont applicables aux réacteurs de puissance et le Projet s'est également préoccupé des problèmes de sécurité dans ces
réacteurs.
Une partie importante des évaluations de sécurité concerne la migration des produits de fission à partir des éléments de combustible dans le circuit de réfrigérant primaire et le dépôt de certains de ces produits de fission, notamment les isotopes de caesium, du strontium et de l'iode sur les parois des conduites et sur les composants du circuit. On a pour- suivi les mesures relatives aux produits de fission et les travaux théori- ques correspondants, non seulement dans le réacteur expérimental Dragon, mais aussi dans la boucle Dragon du réacteur PEGASE du CEA, à Cadarache, qui a commencé à fonctionner en décembre 1970 pour étayer ces recherches.
Un résultat intéressant des expériences menées jusqu'à présent dans le
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réacteur expérimental Dragon est la démonstration du très haut degré de rétention des produits de fission dans le coeur du réacteur même lorsque la proportion de particules enrobées défectueuses est supérieure à celle qu'on admettrait dans un réacteur de puissance. En fait, dans le circuit primaire, la radioactivité liée aux gaz rares a continué à être de l'ordre de 1 0 - 8 curies par cm3 et celle des principaux produits de fission mesurés a été encore plus faible.
A part les quelques études physiques et les études de sécurité mentionnées plus haut, on ne s'est guère occupé, pendant ces 1 2 mois, des travaux de mise au point concernant les réacteurs de puissance. Cependant, l'entreprise s'est intéressée, souvent en collaboration avec d'autres grou- pes, aux perspectives d'applications des réacteurs à haute température re- froidis par gaz. Les recherches sur les systèmes à cycle direct ont été axées sur les problèmes de contrôle et de fonctionnement pour des facteurs de charge variables puisqu'ils sont appelés à jouer un rôle prépondérant dans l'élaboration des concepts de base et dans le rendement des réacteurs de puissance. Le Projet Dragon a récemment entrepris un programme de sou- tien aux recherches poursuivies en République Fédérale d'Allemagne sur les réacteurs de puissance à haute température refroidis à l'hélium (HHT) et fonctionnant en cycle direct. Le Projet y joue un rôle de consultant et s'occupe des évaluations et des calculs concernant les réacteurs à coeur prismatique.
La possibilité d'utiliser les hautes températures atteintes par l'hélium dans les réacteurs à haute température au bénéfice de traitements chimiques,tels que la réduction des minerais de fer lors de la production d'acier, a suscité un intérêt croissant. Le Projet Dragon a collaboré avec le centre Euratom d'Ispra qui a entrepris des études sur ce sujet et il a dégagé les grandes lignes d'un avant-projet et d'une analyse économique en collaboration avec la British Steel Corporation. L'Institut japonais de
recherche sur l'énergie atomique qui développe aussi les plans d'un réacteur expérimental destiné aux applications thermochimiques et métallurgiques, a pris contact avec l'entreprise pour explorer en commun les possibilités de collaboration dans ce très intéressant domaine.
La collaboration avec d!autres groupes intéressés à la mise au point des réacteurs à haute température a continué à jouer un rôle impor- tant dans les activités du Projet Dragon. L'accord établi de longue date avec l'USAEC, auquel participe la Gulf General Atomic (GGA), a été renou- velé pour une nouvelle période de 3 ans venant à échéance le 31 mars 1 9 7 3 - Durant l'année, un échange actif de visites a eu lieu dans le cadre de cet accord -, nous citerons notamment la visite aux installations de la GGA, à Peach Bottom et à Fort Saint-Vrain, effectuée en juillet 1 9 7 0 , à l'initia- tive du Projet Dragon, par des délégués de diverses compagnies d'électricité des pays signataires.
En ce qui concerne la collaboration entre les pays co~signataires du Projet Dragon, plusieurs programmes d'études importants ont été active- ment poursuivis dans le cadre de l'accord de collaboration officiel avec le KFA à Julich. Les expériences d'irradiation du graphite,menées en commun par le Projet Dragon, le KFA, l'Euratom et le RCN illustrent bien comment une répartition judicieuse du travail permet de réaliser d'importantes éco- nomies. Récemment, Euratom a mis des installations d'irradiation à la dis- position d'études communes similaires et le Projet Dragon a pris une part active dans ces travaux. La collaboration officielle avec BBC à Baden s'est également poursuivie, mais celle avec KSH, qui concernait le Projet
Geesthacht de 25 MW, a été interrompue par suite de la résiliation du
projet ; des contacts officieux ont cependant été maintenus avec l'ancien adjudicataire, à savoir : Gutëhoffnungshutte.
Le Projet Dragon a également entrepris des expériences sur la physique des réacteurs en collaboration avec le CEA en France et avec la CEGB au Royaume-Uni et l'Autorité de l'Energie Atomique du Royaume-Uni.
Le Projet Dragon y participe surtout en fabriquant des particules de com- bustible enrobées et des pastilles de combustible qui seront utilisées par
ces organismes pour effectuer des mesures dans des assemblages à énergie zéro. Une expérience plus ambitieuse, qui est en cours pour le moment, implique des mesures avant et après irradiation sur le combustible du réac- teur expérimental Dragon.
Bien qu'il n'y ait aucun accord officiel à ce sujet, le Projet Dragon a poussé aussi loin que possible la collaboration avec le programme anglais d'étude et de mise au point du réacteur refroidi par gaz Mark III.
Les membres du Projet Dragon participent aux comités et aux groupes de travail qui ont été établis à cet effet.
On peut conclure que,durant sa douzième armée d'activité, le Projet Dragon est resté à l'avant-garde de la technologie des réacteurs à haute température en continuant à jouer son rôle de pionnier dans ce domaine.
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PARTIE I
EXPLOITATION DU RÉACTEUR
EXPLOITATION LU REACTEUR GENERALITES
1 . Le réacteur a été exploité en fonction des exigences d'un vaste et astreignant programme d'irradiation. Son comportement a été tout
à fait satisfaisant. De nouvelles et importantes installations y ont été aménagées pour mesurer la libération et le dépôt des produits de fission et pour déterminer la concentration des impuretés. Tout au long de l'année, le réacteur a été utilisé au total pendant 53 % du temps malgré deux pé-
riodes d'Interruption , la première,d'une durée de 26 jours, consacrée au renouvellement du combustible et la seconde, d'une durée de 97 jours, con-
sacrée à l'aménagement des nouvelles installations de mesure.
2. Une importante série d'expériences est venue s'ajouter au programme d'irradiation ; elle avait pour objet d'étudier la corrosion du
graphite dans un environnement contenant de la vapeur d'eau et de l'hydro- gène à des concentrations anormalement élevées. Chacun des trois coeurs irradiés au cours de l'année a comporté un élément de cette série. Outre l'irradiation d'un grand nombre d'éléments contenant des aiguilles de combustible conçues et fabriquées par le Projet Dragon et par ses divers contractants, le programme comportait l'essai d'un nouveau type de préci- pitateur qui permettrait de détecter les défaillances d'éléments de com- bustible dans les réacteurs à haute température commerciaux et d'y suivre la corrosion de leurs constituants par les gaz de refroidissement.
3« Jusqu'à présent, on n'a constaté aucune défaillance dans les pastilles ni dans les barreaux de combustible, bien que ces éléments soient
soumis dans le réacteur Dragon à des conditions plus sévères que celles qui sont normalement prévues dans les réacteurs de puissance de type com- mercial (nous pensons, par exemple, à la température du fluide de refroi- dissement, à la température du combustible et à la densité de puissance dans le coeur). Les niveaux de radioactivité dans le circuit primaire ont
été stables et sont en accord avec les prévisions établies à partir des résultats de mesures avant irradiation. Au cours de l'année, la radio- activité a dépassé le niveau habituel en deux occasions, la première fois à cause des hautes teneurs en uranium exposé dans le combustible du
coeur 1 de la charge IV et la seconde à cause d'une insuffisance de drai- nage d'un élément expérimental de la série métallurgique.
4. On a étudié les moyens de contrôler le réacteur dans son en- semble au cours d'un cycle de puissance en effectuant 10 cycles expérimen- taux à des puissances comprises entre 10-50 % et 100 % de la pleine puissance.
Actuellement, on cherche plutôt les moyens de soumettre individuellement les éléments à de pareils cycles puisque la plupart des expériences doi- vent se dérouler dans des conditions de flux stables.
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Tableau 1
Constitutions des coeurs 8. et 9 de la charge III. et du coeur 1 de 1A-?haï£e__IV_
Charge III - Coeur 8 Charge III - Coeur 9 Charge I V - Coeur 1B
^ype d'essai
Denomi- nation de l'ex- périence
prganis- me de pa- tronage
Type i'élé- ment
.Position dans le coeur
Temps d'ir- Dénomi radiation
à la fin du coeur en jours
nation de 11 ex- périence
.Organis- me de pa- tronage
JType Position d'élé- dans le ment coeur
.Temps d'ir' radiation à la fin du coeur en jours
Dénomi- Organis- Type 'Position Temps d'ir- lation me de pa- d'élé- dans le radiation de l'ex- tronage ment coeur à la fin périence du coeur
"?n jours
Combustibles au thorium
TD 3 KFA D 9 3/1 297 TD 3 KFA D 9 2/6
TD 4 KFA D 15 1/2 62 TD 4 KFA D 15 1/2
KD 1 KFA D 8 4/1A 140 KD 1 KFA D 8 3/6
23C Dragon D 5 2/3 553 23C Dragon D 5 2/3
OD 32 ORNL D 5 2/4 553 OD 32 ORNL D 5 2/2
O D 46 ORNL D 5 2/2 553 OD 46 ORNL D 5 2/4
Met. II Dragon D 3 1/3 553 Met. II Dragon D 3 1/3 Met. II Dragon D 3 1/4 553
Chem. I Dragon D 5 O/O 62 Met. H I Dragon D 3 1/6 217 Mise Met. Dragon D 3 4/5B 174
376 141 219 632 632 632 632
TD 3 TD 4 KD 1 23C CD1 (d) CD2
KFA KFA KFA Dragon KFA ' KFA
D 9 D 15 D 8 D 17 D 5 D S
3/2 1/1 5/3 1/4 3/5 3/6
485 250 328 741 109 109
Essais à 3 0 - 5 0 *
Essais à 93 %
Chem. II Dragon D 5 0/0 79 Chem. m
Réf. 2 Refa 3 jAiguill itrSinera iinstrume
d'en- ne avec nts de
Dragoa Dragon Dragon Dragon lesure
D 5 D 5 D 5 D 19
0/0 1/2 4/3B 5/2
109 109 109 106
Combustibles]
faiblement enrichis
LE 7 1250 Dragon D 5 5/2 297 LE 7 1250 Dragon D 5 5/2 376 LE 7 1250 Dragon D 5 1/3 485 LE 7 1400 Dragon D 5 4/5A 297 LE 7 1400 Dragon D S 4/1A 376 LE 7 1400 Dragon D 5 5/4 485 LE 8 1250 Dragon D 5 2/6 290 LE 8 1250 Dragon D 5 2/6 369 LE 8 1250 Dragon D 5 4/2B 478 LE 8 1400 Dragon D 5 4/4 B 297 LE 8 1400 Dragon D 5 1/4 376 LE 10 1400 Dragon D 5 1/6 478 LE 9 1250 Dragon D 5 4/3B 297 LE 9 1250 Dragon
Dragon'
D 5 2/1 376 LE 11 1400 Dragon D 5 4/5A 466 LE 9 1400 Dragon D 5 2/1 297 LE 9 1400
Dragon
Dragon' D 5 4/3B 376 LE 12 1400 Dragon D 5 3/4 485 LE 10 1250 Dragon D 5 5/4 290 LE 10 1250 Dragon D 5 5/4 369 FB 3 1250 Dragon D 5 4/4B 478 LE 10 1400 Dragon D 5 4/2B 290 LE 10 1400 Dragon • D 5 4/6B 369 FB 3 1400 Dragon D 5 3/3 478 LE 11 1250 Dragon D 5 5/5 278 LE 11 1250 Dragon • D 5 5/5 357 FB 4 1400 Dragon D 5 4/2A 466 LE 11 1400 Dragon D 5 3/6 278 LE 11 1400 Dragon • 5 4/5A 357 IE 508 UKAEA D 5 4/3A 250 LE 12 1400 Dragon D 5 1/5 297 LE 12 1400 Dragon D 5 1/5 376
FB 3 1250 Dragon D 5 5/3 290 FB 3 1250 Dragon D 5 5/3 369 FB 3 1400 Dragon D 5 4/6 B 290 FB 3 1400 Dragon D 5 4/2B 369 FB 4 1400 Dragon D 5 4/6A 278 FB 4 1400 Dragon D 5 4/6A 357
IE 508 UKAEA D 5 4/2A 62 IE 508 UKAEA D 5 4/2A 141
mm î Dragon D 5 3/3 62 HTMT 1 Dragon D 5 3/3 141
m u r 2 Dragon D 5 3/4 62 HTMT 2 Dragon D 5 3/4 141
WTMT 3 Dragon' D 5 3/5 62 HTMT 3 Dragon D 5 3/5 141
Lead Tele Dragon Dragon D 14 5/6 62 Lead Tele Dragon D 14 5/6 141 Tele 1.3 CERCA D 16 V S 109 Tele 1.3 (8%) Dragon D 15 2/5 109 Tele 1.4 (8*) Dragon D 16 2/4 109 Tele 1.4 (93%) Dragon D 16 3/1 109 Tele 1.2 1.3 1.4 Dragon D 14 4/1A 109 Tele 1.5 Çll Dragon D 16 5/5 109 Tele 1.5 12) Dra.gon D 16 5fl 109 Tele 1.5 ^3) Dragon D 16 5/6 i09
TM I Dragon D 14 1/1 114 TM I Dragon D 14 1/1 193 IE 491/502/503 UKAEA D ie 2/2 109
Lead HR Dragon D 14 3/2 114 Lead HR Dragon D 14 3/2 193 IE 491/1 UKAEA D 18 2/3 109
PRTE Dragon D 14 4/4A 140 PRTE Dragon D 14 4/4A 219 IE 507/1 UKAEA D 16 2/6 109
IE 505 UKAEA D 14 4/1B 62 IE 505 UKAEA D 14 4/1B- 141 IE 507/2 UKAEA D 16 4/6A 109
IE 505 14
IE 507/3 UKAEA D 16 4/5B 109 IE 505 UKAEA D 14 4/1B 250 Inter Nuclear 1 m D 16 4/4A 109 TI 2.2 2.3 2.4 Dragon D 14 4/6 B 109 Aiguilles
"en cadran tel éphonique'J
Ai0ailles à onfiguration annulaire
5- On est arrivé à améliorer le facteur de forme axiale du com- bustible expérimental en modifiant légèrement la manoeuvre des barres de réglage qui sont disposées en anneau autour du coeur ; on a trouvé qu'il est plus avantageux d'insérer complètement un petit nombre de barres tout en gardant les autres presque totalement relevées au lieu de les abaisser toutes simultanément à un même niveau, comme on le faisait auparavant.
6. Les défaillances de fonctionnement observées pendant cette année ont toutes été relativement mineures. La plus ennuyeuse a été une légère fuite d'hélium à partir du circuit primaire qui s'est manifestée pendant une courte durée, une demi-heure environ après chaque arrêt du réacteur. On a fini par la localiser au niveau d'un échangeur de chaleur principal, dans une bride dont les boulons s'étaient desserrés durant le fonctionnement du réacteur. Parmi les autres défauts qui valent la peine d'être relevés, on peut citer une panne de la génératrice de courant con- tinu d'un groupe à fréquence variable, due à une rupture de palier, et une fuite dans un des échangeurs de chaleur du circuit secondaire.
IRRADIATION DE LA TROISIEME ET DE LA QUATRIEME CHARGE Configuration_ du coeur et types d'éléments de combustible
7* On trouvera au Tableau 1 la liste des éléments de combustible du coeur et des expériences auxquelles ils se réfèrent. Au début de 1'année, le réacteur était exploité à une puissance de 20 MW avec le coeur 8 de la
charge III. L'irradiation de ce coeur s'est achevée le 25 mai, après une dose d'irradiation s'élevant à 1.203 MWj, des défaillances instrumentales n'ayant entraîné que quelques interruptions mineures.
8. Les nouveaux éléments enfournés avec le coeur 9 comprenaient trois éléments à sept barreaux de combustible d'entraînement hautement enrichi, six nouveaux faisceaux de combustible d'entraînement et des élé- ments de l'expérience "Chimie II" destinés à étudier la corrosion.
9. Le 20 juin, le réacteur a été porté à 7 MW. Après trois jours de fonctionnement à cette puissance, on a déterminé par exploration gamma, sur quatre des nouveaux éléments amenés dans la glissière de déchargement, les distributions de flux correspondant à une disposition donnée des barres de réglage. Les éléments ont ensuite été rechargés dans le réacteur pour y être irradiés à nouveau pendant trois jours à une puissance de 20 MW, mais avec une autre disposition des barres de réglage. On a pu ainsi étu- dier les effets de cette modification en remesurant ces mêmes quatre élé- ments. On a profité de cette occasion pour remplacer, sur un des éléments, une douille de support défectueuse, ce qui a amené à travailler sur la
cellule de gainage. Le 18 juillet, le réacteur a atteint un régime de puissance stable. A part quelques perturbations de courte diu"ée, son ex- ploitation à 20 MW s'est poursuivie d'une façon continue jusqu'au 26 sep-
tembre, soumettant ainsi le coeur 9 de la charge III à une irradiation de 77 jours.
10. Ensuite, l'installation de nouveaux appareillages a nécessité une longue interruption jusqu'au 31 décembre, mais il a fallu attendre
jusqu'au 28 janvier pour reprendre l'exploitation du réacteur à un régime stable de 20 MW. Ces retards ont pu être imputés à des causes variées : des difficultés soulevées par l'exploration gamma d'un nouveau type d'élé- ments de combustible, le démontage d'un élément dont la vanne de réglage
était mal dimensionnée, une radioactivité anormalement élevée du gaz réfrigérant. Cette période a été mise à profit pour modifier légèrement la charge du coeur.
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1 1 . L'irradiation du coeur 1 s'est poursuivie jusqu'au 8 mai 1971»
date à laquelle la dose prévue de 2.000 MWj a été atteinte.
Degré d'épuisement de la réactivité, coefficients de température
12. A l'occasion de chacun des arrêts effectués pour un remplace- ment de combustible, on a mesuré l'excédent de réactivité dans le coeur à froid en l'absence de xénon, ainsi que le gain de réactivité obtenu par le changement du combustible. On a utilisé la méthode de la période de diver- gence pour calibrer des petits déplacements des barres de réglage. En sup- posant une fonction de forme pré-établie, on peut l'extrapoler au cas où les barres sont complètement hors du coeur.
1 3 . Pour chaque expérience individuelle, on continue à calculer le degré d'épuisement par l'intermédiaire du programme TOPDOG. Dans une grande variété de particules, le combustible faiblement enrichi a mainte- nant atteint des degrés d'épuisement moyen de 8,5 % PIMA et des degrés
d'épuisement maximum de 10 % PIMA, après un temps d'irradiation de 430 nours et des doses intégrées de neutrons rapides variant entre 1 , 7 et 2 x 1021
n.cm^ DNE.
14. On a mesuré le coefficient de température isothermique de la réactivité au début de l'irradiation de chacun des coeurs. La méthode con- sistait à élever progressivement la température du coeur par chauffage ci- nétique à l'aide des soufflantes et à compenser l'excès de réactivité ainsi produit en manoeuvrant le rideau de barres de réglage.. On a trouvé des
coefficients de - 9 , 2 mN"/°C pour le coeur 8, -8,6 pour le coeur 9 et - 7 ? 0 pour le coeur 1 .
15» On a effectué, à l'aide de moniteurs à feuilles métalliques, une série de mesures de flux énergie zéro avant de commencer l'irradiation du coeur 1 de la charge IV. Ces mesures visaient à déterminer la meilleure méthode de contrôle du réacteur et à vérifier les distributions de flux et les spectres de neutrons prévus en théorie. On a effectué ces expériences avec trois configurations différentes des barres de réglage : les barres totalement insérées ou totalement dégagées, les barres toutes relevées au même niveau et enfin les barres intéressant le secteur mesuré retirées à mi-course.
16. L'exploration gamma mentionnée plus haut a permis de com- parer les rapports flux moyen/flux maximum en fonction de ces différentes
configurations. On a pu constater que la configuration correspondant à 1'.insertion complète d'un petit nombre de barres, les autres étant presque complètement dégagées, réduit les effets dus aux extrêmes de température et de flux. C'est cette disposition qu'on a maintenant adoptée pour l'ex- ploitation normale, bien qu'elle entraîne un fonctionnement à bas flux des éléments de combustible périphériques situés à proximité de l'une des barres totalement insérée.
ETUDES CHIMIQUES SUR LE CIRCUIT PRIMAIRE Analyses de l'hélium du circuit primaire Système_dléchantillonnage
17« On a installé et mis en fonction une nouvelle boucle d'échan- tillonnage rapide. Elle permet de prélever du gaz à partir de chacun des
six échangeurs de chaleur du circuit primaire et de l'envoyer en 12 à 14 secondes au laboratoire d'échantillonnage nouvellement installé. La boucle
est reliée à des appareils d'analyse des gaz et de détection de la vapeur d'eau et elle comporte un système permettant de procéder lentement ou rapi- dement à des injections d'impuretés. Cette boucle est destinée à devenir la principale installation d'échantillonnage des gaz du réacteur, tandis que la boucle initiale deviendra une installation de réserve.
Impuretés
18. Les injections délibérées d'impuretés, effectuées au cours des expériences de la série "Chimie III", ont entraîné une augmentation anormale de la concentration en impuretés dans le circuit primaire durant les conditions d'exploitation stables.
1 9 . En l'absence d'injections, les concentrations normales s'éta- blissaient à 0,05 vpm pour l'eau et à 1 vpm pour E~2 mais, durant les expé- riences d'injection, elles montaient à 1 vpm pour l'eau et à 100 vpm poiir H 2 . Les instruments de mesure, ainsi soumis à des exigences plus rudes, ont montré certaines défaillances.
20. Au cours des expériences d'injection de la série "Chimie III", il est devenu évident que l'hygromètre de Goldsmith modifié indiquait des valeurs trop élevées de la concentration en eau lorsqu'il se trouvait en présence d'un excès d'hydrogène. Cette erreur provenait de la réélectrolyse
de l'eau formée dans le cellule de platine par la recombinaison de l'hydro- gène et de l'oxygène. Cette difficulté a été surmontée en utilisant des cellules en or, mais ces dernières ont montré d'autres défauts qui n'ont pu être corrigés que partiellement en modifiant leur conception. Les re-
cherches à cet égard se poursuivent.
Chr omat o graphi e _ ga z eus e
21. Les impuretés gazeuses, telles que CO, C O 2 et C H 4 , dans le circuit primaire, sont mesurées par chromatographie de concentration. Les hautes teneurs en eau et en C O 2 perturbent le fonctionnement des colonnes
qui doivent être régénérées et réétalonnées hebdomadairement.
Tritium
22. On a mesuré régulièrement la teneur en tritium du fluide réfrigérant primaire. Le rapport tritium/hydrogène est resté à peu près constant pour un coeur donné. Il réagissait rapidement aux variations de la teneur en hydrogène provoquées par les injections expérimentales de la série "Chimie".
23« Le rapport tritium/hydrogène est passé de 2 Ci/g E~2 dans le coeur 7 à 0,01 Ci/g dans le coeur 1 de la charge IV dont la teneur en hydrogène était plus élevée, mais la quantité totale de tritium éliminée par l'installation de purification a été la même pour les deux coeurs :
environ 0,3 Ci par jour d'exploitation. Cette quantité est du même ordre de grandeur que celle qu'on prévoyait pour la production de tritium à partir de la fission et des impuretés de lithium-6 dans le graphite.
• ^ P®ïïË5:2êË_ËJ.i5:d ection_d_^eau
24. On a effectué des expériences d'injection d'eau à court terme au début et à la fin de l'irradiation de chacun des coeurs pour mesurer la vitesse de réaction eau-graphite (Rc h"'1) dans le coeur. On compare actuellement les valeurs obtenues avec les prédictions établies par
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