CEN/SCK - EURATOM Groupe d'exploitation du Réacteur BR2 et de ses Installations Connexes Département BR2

CEN/SCK - EURATOM

Groupe d'Exploitation du Réacteur BR2 et de ses Installations Connexes

Département BR2

MESURES D'EFFETS REACTIFS DANS LE REACTEUR BR2 au cours de 1'année 1972

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A. BEECKMANS de WEST-MEERBEECK H. LENDERS

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CEN/SCK - EURATOM

Groupe d'Exploitation du Réacteur BR2 et de ses Installations Connexes

Département BR2

MESURES D'EFFETS REACTIFS DANS LE REACTEUR BR2 au cours de 1'année 1972

A. BEECKMANS de WEST-MEERBEECK H. LENDERS

F. LEONARD

Mai 1973

TABLE DES MATIERES.

1. Réactivité des barres de compensation.

1-1. Réactivité spécifique du faisceau des barres de compensation.

1.2. Barres de compensation avec et sans capsule cobalt.

1.3« Réactivité du faisceau en fonction de sa position.

2. Réactivité du combustible dans les canaux 0 84 mm.

2.1. Facteur de perturbation et poids statistiques.

2.2. Mesure d'effet réactif dans la charge 09/72.

2.3• Comparaison entre calcul et mesures.

2.4. Epuisement à l'élimination.

3> Réactivité de différents composants du canal Hl.

4. Effet réactif de He. 3

4.1. Empoisonnement du béryllium en Li.

3

4.2. Empoisonnement du béryllium en He.

4.3» Mesure de l'effet réactif de He. 3

5. Effet réactif de la température.

1 .

1. Réactivité des barres de compensation»

1 . 1 . R é a c t i v i t é s p é c i f i q u e du faisceau de barres de compensation.

Des mesures de la r é a c t i v i t é s p é c i f i q u e des barres de compensation ont é t é r é a l i s é e s par mesures de période au début de chacun des c y c l e s en 1972. Les mesures ont eu

l i e u après une s t a b i l i s a t i o n du flux à 1000 f o i s le niveau du bruit de fond pendant environ un quart d'heure et avec une s t a b i l i s a t i o n de la température de l ' e a u primaire par le fonctionnement de 2 pompes d ' a r r ê t ( d é b i t ^ 1200 m .h ) . Un excès de r é a c t i v i t é d'environ 0 . 1 5 $ e s t obtenu par une montée des barres de compensation. La période asymptotique est mesurée au chronomètre par l e temps de doublement du flux sur deux chaînes de mesure l i n é a i r e s et graphiquement sur l ' e n r e g i s t r e m e n t du signal d'une chaîne de mesure

logarithmique.

La r é a c t i v i t é s p é c i f i q u e I $. mm | e s t l e quotient de la r é a c t i v i t é c a l c u l é e par la r e l a t i o n de Nordheim (S. SINGER.

LOS ALAMOS Report La-2654 (1962)) (Temps de v i e des neutrons prompts : 10 s . ) par l e déplacement des barres n é c e s s a i r e s -4 pour créer la période correspondante; c e t t e r é a c t i v i t é

s p é c i f i q u e correspond à la hauteur i n i t i a l e du f a i s c e a u augmentée de l a m o i t i é du déplacement.

Une s é r i e de mesures de r é a c t i v i t é par période e f f e c t u é e s sur la charge 7/72 a montré l ' i n f l u e n c e de d i f f é r e n t s

paramètres : pour des périodes v a r i a n t entre 40 e t 75 s , l e s erreurs de r é a c t i v i t é dues à la mesure de la période sur l e s d i f f é r e n t e s chaînes de mesure e t à la valeur de l a période, sont s t a t i s t i q u e s : _•_ 5 % (2 -r) ( f i g . l ) .

L ' e f f e t de source des photoneutrons n ' e s t pas encore

n é g l i g e a b l e lorsque l e niveau de mesure e s t d'un facteur 1000 au-dessus du b r u i t de fond. Les mesures de r é a c t i v i t é s s p é c i f i q u e s seront donc r é a l i s é e s avec le débit primaire

nominal, réacteur sous pression et un niveau de s t a b i l i s a t i o n supérieur à 5000 f o i s l e niveau du b r u i t de fond.

2.

Les mesures faites sur les charges fraîches N••'73 permettront de déterminer le coefficient de correction à appliquer aux mesures de réactivité spécifique faites à un facteur 1000 au-dessus du bruit de fond.

La mise en graphique ! T—' , h J (fig. 2) de toutes les

mesures faites sur des charges fraîches 1972 indique qu'une meilleure courbe de la réactivité spécifique du faisceau en fonction de sa position peut être tracée entre les cotes 470 et 9o0 mm.

Les paramètres de cette meilleure courbe ont pu être déterminés après analyse des mesures de la réactivité spécifique de barres caractéristiques du faisceau et déplacées entre les cotes 0 et 960 mm.

Réactivité spécifique de barre de compensation avec et sans cobalt.

113„

Dans l e s b a r r e s de c o m p e n s a t i o n , l ' é l é m e n t Cd e s t

consommé en f o n c t i o n de l a durée d ' u t i l i s a t i o n de la b a r r e . C e t t e consommation r é d u i t l a longueur i n i t i a l e de la p a r t i e

cadmium e t permet de d é f i n i r une durée d ' u t i l i s a t i o n permise de la b a r r e m o b i l e .

L ' a n a l y s e de c e t t e consommation de Cd a montré que : 113 - à l ' e x t r é m i t é i n f é r i e u r e de l a p a r t i e cadmium, 150 mm de

cadmium peuvent ê t r e remplacés par une c a p s u l e c o n t e n a n t des g r a i n s de c o b a l t ( 1 4 , 8 g/cm) ;

- en augmentant l ' é p a i s s e u r de cadmium ( 4 nun au l i e u de 2 mm), l a durée d ' u t i l i s a t i o n p e r m i s e de la barre e s t

augmentée de manière i m p o r t a n t e e t c e c i augmente également l ' a c t i v i t é s p é c i f i q u e du c o b a l t i r r a d i é .

La p a r t i e a b s o r b a n t e des b a r r e s N 14 ( b a r r e de r é f é r e n c e sans c o b a l t ) e t NKG 6 , NKG 11 ( b a r r e s u s a g é e s avec c o b a l t ) e s t d é c r i t e à la f i g u r e 3 ; l ' a s p e c t de l a p a r t i e cadmium p a r t i e l l e m e n t consommée des b a r r e s NKG 6 , N 8

sont p r é s e n t é e s par n e u t r o n o g r a p h i e ( f i g . 4 ) .

3.

La réactivité spécifique des barres N 14, NKG 6, NKG 11, considérées comme caractéristiques du faisceau de barres de compensation est obtenue de la manière suivante : dans la charge 10/72, ces barres sont successivement charoées dans le canal (C 199, S 4) et la série de cotes critiques (S 4, S 135) est mesurée de manière à obtenir les courbes de la figure 5> Les barres S 2, 6 sont placées à une

cote telle que pour chacune des barres comparées, la cote S k = f.c.h. (fin de course haut) donne une cote S I , 3, 5

invariable.

Les déplacements des barres S 1, 3, 5 dans une région

où la réactivité spécifique est connue par mesure de période, permettent d'établir pour chaque barre comparée, la réactivité spécifique en fonction de la position entre les cotes

0 et 960 mm.

Une représentation de la réactivité spécifique des barres de compensation (suivant ANL 580O, 2ème édition, p. 379) est formulée à l'aide de 3 paramètres (à, b, c) ajustés par régression non linéaire.

I g (x) - g (x - c) + g (x - b - c) j

^ " = A f g (x) - g (x - c) • g (x - b - c) j (l)

où g ( x < o ) = 0 et g (x ^ Y ) = 0

2 "

g (o < x < Tf ) = sin x ( 1 - -— cos x)

960 - h w r i . avec x = — Q /' où h j_mmj e s t l a l e c t u r e de l ' i n d i c a t e u r

1 co

C = 918

b - C<3

918

de p o s i t i o n de l a b a r r e .

où 1 1 mm I e s t l a longueur e f f i c a c e

CO L J

en cadmium de la partie de cobalt.

où ^h [mm] est la perte efficace de cadmium.

4.

A = r—JT où a I S I est la réactivité de la barre sans cobalt, ni perte de cadmium;

la longueur de base de la distribution axiale du flux de neutrons thermiques est L = 9l8 mm, obtenue également par régression non-linéaire.

Les paramètres L, a, Ah , 1 sont donnés dans le tableau cd co

c i i - d e s s o u s avec l ' e r r e u r e s t i m é e ( 2 ö~~") par r e g r e s s i on :

L

[mm]

W

Durée

d'utilisation

i

(jours) J-

N 14 j 918 (+. 2) ^; 18.4 (_•_ 0,3)! 0 ( ^ 5 ) NKG 6 j ^{Q I 8} l6.6 (_* 0,3)| 94(+^ 10)

O

75<+ 5)

NKG 11 j 918 l8.4 (^ 0,3)! 57(^ 6) 6 8 ( ^ 3] 5bl 0 486

Cette formule permet de représenter la réactivité spécifique de chaque barre mesurée de la manière présentée à la figure 6.

Réactivité du faisceau en fonction de sa position.

Les paramètres de l'équation (l) pour le faisceau de barres alignées dans les charges froides l/72 à 11/72, ajustés par régression non-linéaire sont 1

a = 13»8 $ A h = 80 mm 1 = 70 mm Co

La f i g . 7 montre l a r é a c t i v i t é s p é c i f i q u e du f a i s c e a u de

b a r r e s de compensation u t i l i s é e en 1972 comparée à c e l l e d'un f a i s c e a u composé de b a r r e s i d e n t i q u e s à l a b a r r e de r é f é r e n c e N 1 4 .

En i n t é g r a n t l a r é a c t i v i t é s p é c i f i q u e du f a i s c e a u , l ' o n o b t i e n t ( f i g . 8 ) :

? < h > = f [

J

où f (x < o) = 0 f (x > T ) « 0

f ( o < x < 7 f ) = x - s i n x ( c o s x • -g- s i n x) u

La fig. 9 montre la réactivité du faisceau de barres de

compensation utilisée en 1972 comparée à ce:ie d'un uisceau composé de barres identiques à la barre de reference N 14.

Les comparaisons des barres de compensation faites dans les charges fraîches n/72 et les cotes critiques mesurées

pendant la décroissance du xénon après un empoisonnement indiquent que pour 450 ^ Sh N. 9&0 mm,

- l'interférence entre barres voisines n'est pas visible ; - la réactivité d'une barre de compensation est égale

à T de la réactivité du faisceau aligné à cette cote, lorsque la distribution de flux est équilibrée.

Ces observations permettent de calculer la réactivité de déplacements individuels de barres de compensation dans la configuration 7B à partir de la réactivité du faisceau aligné.

2. Réactivité.du combustible dans les canaux 0 84 mm.

2.1. Mesure de l'effet réactif dans la charge 9/72.

L'effet réactif de l'épuisement en U pour différents 235 types d'éléments combustibles a été mesuré dans les canaux Bo et B l80 au début du cycle 9/72. Dans chaque couple de combustible, l'épuisement est aussi éjal que possible.

L'effet réactif de la modification de la charge des canaux Bo et B l80 est mesuré par la variation de la position

des barres de compensation alignées. Les variations de réactivité sont calculées sur la courbe de réactivité du faisceau des barres de compensation, en utilisant comme cote critique de référence, la cote critique de la charge avec éléments cermet frais Vin à 330 g dans ces mêmes canaux (fig. 10).

o.

Facteurs de perturbation et poids statistiques.

Pour réduire les mesures de la figure 10 à un poids statistique unitaire, il convient de connaître le facteur de perturbation qui Modifie le flux moyen axial relatif dans un canal

Ni = n

N. F.

1 0 î

S. N. F.

1 0 î

(3) où N.

îo

n

est le flux moyen axial relatif non perturbé dans le canal i

est le facteur de perturbation

est le nombre de canaux combustibles dans le noyau Les facteurs de perturbation sont fonction de l'épuisement

et du type d'élément combustible dans le canal i. L'influence du voisinage est négligeable. Ils ont été calculés à partir des résultats obtenus dans les mesures de flux à basse

puissance aux cycles 9/71 à 9/72 (fig. 11) et ils peuvent être représentés par l'expression:

F. = a • b . A

i

ou /) \%] épuisement moyen 235lt

en u

a e t b paramètres dont l e s v a l e u r s sont contenues dans l e tableau c i - d e s s o u s .

type d'élément combustible a l l i a g e

cermet à 330 g U 235 cermet à 400 g ^{2 3 5}U

a 1,20 0 , 8 l 0 , 7 4

b

0 0 , 9 6 10"² 0 , 8 8 10"²

L ' e x p r e s s i o n u t i l i s é e pour les poids s t a t i s t i q u e s e s t :

pi - n i o i

f

io

i

7.

2.3» Comparaison entre calcul et mesures.

La théorie des perturbations donne une expression de la

variation de réactivité causée par 1'épuisement du combustible et des poisons consommables :

AU*) - PC/Î) *'? ~^

(6)

a o où p ( ^ ) e s t l e poids s t a t i s t i q u e

KJ± et A~ sont l a v a r i a t i o n de l a s e c t i o n e f f i c a c e

^ a f

d'absorption e t de f i s s i o n des composants de l ' é l é m e n t combustible, pondérée au carré du f l u x a x i a l .

<=— a o e s t la s e c t i o n e f f i c a c e d'absorption de tous l e s « ^

éléments composants du r é a c t e u r .

L'expression Ûp(fî ) a é t é c a l c u l é e pour d i f f é r e n t s types d'éléments pour un canal de poids s t a t i s t i q u e u n i t a i r e . Les points de mesure de l a f i g u r e 10 ont é t é r é d u i t s à

l ' a i d e du poids s t a t i s t i q u e des canaux Bo e t B l 8 0 c a l c u l é pour chaque charge combustible. Dans l e s canaux Bo et B l80 de l a charge 9 / 7 2 , l e flux moyen a x i a l non perturbé e s t

N. = 1,30.

î o

La figure 12 i l l u s t r e l ' a c c o r d des courbes c a l c u l é e s et les points de mesure réduits.

Il e s t donc p o s s i b l e d ' u t i l i s e r l e s courbes de la figure 12 dans \e c a l c u l de r é a c t i v i t é d'une charge à r é a l i s e r , à partir de la r é a c t i v i t é comme d'une charge de r é f é r e n c e . Ceci e s t r é a l i s é avec succès à p a r t i r de la charge 9 / 7 2 . 2 . 4 . Epuisement à l ' é l i m i n a t i o n .

Les courbes de l a f i g u r e 10 sont u t i l e s pour déterminer l'épuisement auquel i l convient d'éliminer l e s éléments combustibles. Compte tenu d'un excès de r é a c t i v i t é i n i t i a l de l a charge de 2 S environ et du samarium i s s u des

produits de f i s s i o n , l'épuisement moyen à l ' é l i m i n a t i o n e s t :

8 Alliage Vn ,')., = 31 %

el

C 330 g Vin 3,, = 48 % el

G 400 g Vin 5 #1 = 56 % el

3. Réactivité de différents composants du canal H 1.

Depuis le cycle 6/72, pendant la modification de la charge du canal H 1, des mesures de cotes critiques sont exécutées pour obtenir l'effet réactif de la partie en pile de MOL 7B et de se.3 différents modèles nucléaires, de l'épuisement du combustible en ce canal, du remplacement du béryllium par le combustible et la boucle MOL 7B.

Les divers effets réactifs mesurés sont donnés dans le tableau suivant.

Cycle

épuisement moyen en canal A et B

épuisement calculé en Hl

Energie totale (chaîne N-l6) durant le séjour du combustible en H 1

Réactivité, en remplacement de l'eau à l'intérieur du canal Hl par :

-modèle MOL 7A adapté (3) -modèle MOL 7B

-boucle MOL 7B

Réactivité du combustible dans la boucle

Réactivité associée au rempla- cement des éléments épuisés par du combustible frais

-eau en H 1

-modèle MOL 7A en Hl

6/72 11,7 %

0 0

1,29 $ 1,62 $ 2,02 S 0,40 S

(1) 0,65 S

9/72 9, 48,2 %

5242 MWd

0,91

1 % 0 0

1,24 1,58 2,08 0,50

1,71 2,03

$

S

*

*

$

S

1

! 11/72 8,1 %

35,8 % 0 3726 MWd 0

1,20 S 1,35 $

2,20 $ i

i

i

1,03 S 1,22 S

3/7'i 11,0 %

3 8 , 5 % u

3849 MWd

1,06 $

i

i

1

i

1

0

t

1

! 1,37 2 , 0 5

!

1,25 1,56

(2)

•

1 1 1

1

%

1

1

1 8 !

!

i

i

S

%

(1) remplacement du Be par le bouchon MFBS, + combustible, • MOL 7B (2) élément type g

(3) le modèle MOL 7A, 0 = 53 mm a été entouré d'un tube en Al 60/54 mm pour remplacement de l'eau ;

le modèle MOL 7B a un diamètre de 64,2 mm (un tube mieux adapté n'était pas disponible). Le diamètre intérieur de l'orifice en H 1 est de 69 mm.

vo

iü.

Effet réactif de He.

Le béryllium de la matrice occupe 35 % du volume du novau.

Les réactions nucléaires sur le béryllium conduisent a un efiec réactif inportant dans le réacteur.

4.1. Empoisonnement en Li.

Le béryllium subit la réaction (n^t-> ) par les neutrons rapides, avec une section efficace de ^~ - 3 5,& mb pour un spectre

Be de fission du type de BR2.

9Be (nr% A ) 6H e ; '> _ = 35,8 mb (7) f i Be

6He

( O

J -TV. =

s

6i

• /

^ . =

b

Li (n . , A ) H / Li th

Le ⁶H e décroît en activité ,Y avec une de-i-vie de 0,8 s en Li. Ce dernier est star le, mais possède une section efficace d'absorption des neutrons thermiques très élevée 6~ . = 953 b. Après un démarrage du réacteur, l'empoisonne-

ment dû au Li devient : 6

, -M ^Be'Wr[ ⁱ -- ^p( -^^ ^h?, J

th ou

I6 19 22

3

Li j e t I Bel = 4 , 3 8 5 10 a t / c m : c o n c e n t r a t i o n dans 6 9

l e noyau, r e s p e c t i v e m e n t du Li e t Be.

Y * ^{e t} k .. i f l u x n e u t r o n i q u e s , r e s p e c t i v e m e n t de f i s s i o n

J- i j . t n

et thermique

L'empoisonnement du béryllium en Li est sature après un an

6

de fonctionnement environ; il est distribué dr mai ière homogène dans^le béryllium parce qu'il dépend de l'indice

(£<•)

de spectre ( z ^ 1 J et est indépendant du flux rapid*

, . • - t h ou trièi'rriiCjUc >

1 i .

L ' e f f e t r é a c t i f dû à c e t empoisonnement e s t de 1,6 S pour l e chargement a c t u e l ( c o n f i g u r a t i o n 7 B ) .

Empoisonnement en He. 3

Le t r i t i u m formé par l a r é a c t i o n des n e u t r o n s t h e r m i q u e s a v e c "*Li a une d e m i - v i e de 1 2 , 3 4 6 ans e t d é c r o i t en He.

Ce d e r n i e r p o s s è d e une s e c t i o n e f f i c a c e d ' a b s o r p t i o n des n e u t r o n s t h e r m i q u e s t r è s é l e v é e : ' H e = 5327 b .

3H ( ff) ³He f 1/2 = 1 2 , 3 4 6 ans ( 9 )

3He (n . p) ³H ^ = 5327 b

Ztï n e

Le He e s t donc r e t r a n s f o r m é en t r i t i u m , quand l e r é a c t e u r 3 e s t en p u i s s a n c e , mais s a c o n c e n t r a t i o n s ' a c c u m u l e dans l a m a t r i c e , quand l e r é a c t e u r e s t à l ' a r r ê t .

En f o n c t i o n n e m e n t en p u i s s a n c e e t a p r è s s a t u r a t i o n de L i , une c o n c e n t r a t i o n de He en é q u i l i b r e s ' é t a b l i t : 3

^ a (³H e . f o n c t i o n n e m e n t ) = G~ I ³He I = ^ . / ⁹B e J . j^-.h^

= s (°Li)

. /\ r (

\ -9 -1 3 où A = 1,78 10 s constante de décroissance de H

"TT I s I durée de fonctionnement en puissance de la matrice.

Le He est distribué de manière homogène et croissant e dans 3 le temps. A la fin 1972, l'empoisonnement dû à He vaut 3

c

27 % de celui dû à Li. Son effet réactif est donc de 0,43 î.

1 2 .

A l ' a r r ê t du réacteur, l'empoisonnement en He croît avec 3 une vitesse :

£

**<

H...rr«t> . ^

. [

Be] . j ^ A .<. ^

)

proportionnelle à la dose en neutrons de fission, tant en valeur absolue qu'en distribution. Un facteur correcteur de l ' e f f e t réactif t i e n t compte de la distribution axiale du flux :

sin s ^ds

4

La dose rapide reçue par la matrice est proportionnelle à l'énergie produite suivant la relation.

•f^ = 2,66 i o^{1 7} f - f r - (18)

[n / c-- ² J [""J

Dans les configurations 6 et 7 entourant le canal central, 103500 MVj ont été produits dans le réacteur jusque fin 1972 (ll8000 MVj ont été produits depuis la construction).

La variation de réactivité due à He par jour d'arrêt du 3 réacteur peut alors être calculée de la manière suivante :

d ?(³He,arrêt) = \ . — x ~ A (³He,arrêt)

TZ ³ ^eff^a o ^dt ^a

avec / ?^{e f f} = 7,2 îo"³

^ a o * 0,138 cm" au cycle 9/72 : section d'absorption du noyau

On a donc :

±- ƒ <³He,arr»t)

- 4.59 IC*⁷ x j _ <„)

[• • n

1 3 .

4 . 3 * Mesure de l ' e f f e t r é a c t i f de He.

L ' e f f e t r é a c t i f de la p r o d u c t i o n de He après l ' a r r ê t du 3 r é a c t e u r a é t é mesuré avec une p r é c i s i o n de 8 % (2C~) au début d e s c y c l e s s u i v a n t s ; au début de c e s c y c l e s , l ' é n e r g i e t o t a l e p r o d u i t e dans l a m a t r i c e e s t donnée dans l a d e r n i è r e c o l o n n e .

! Cycle

; 9/71

• 1/72 1/72 9/72

d f o i . ) r

-

d ^u L - 6,86 10~2

- 7,02 10"2

- 7,6 10"2

- 8,5 10"2

- ¹ ]

100 694 100 694 113 906

[ HWj J

1

1

!

i

Ces mesures r é d u i t e s donnent l a r e l a t i o n s u i v a n t e : d i (He)

d t

= - ( 7 , 3 .•. 0 , 6 ) 10 - 7 E

£MVjJ

Les mesures i n d i q u e n t un r é s u l t a t s u p é r i e u r de 30 % à l ' é v a l u a t i o n t h é o r i q u e . Ce d é s a c c o r d n ' e s t pas encore e x p l i q u é .

5 . E f f e t r é a c t i f de l a t e m p é r a t u r e .

Une v a l e u r e x p é r i m e n t a l e du c o e f f i c i e n t de température a é t é

obtenue au début du c y c l e 8 / 7 2 , à l ' o c c a s i o n de deux s t a b i l i s a t i o n s de f l u x ,

l e 1 2 . 0 9 . 7 2 à 11H20 : Sh = 629 mm; R = 301 mm; Ts = 3 4 , 2 °C l e 1 2 . 0 9 . 7 2 à I 5 h l 5 : Sh = 616 mm; R = 300 mm; Ts = 2 0 , 0 °C Après c o r r e c t i o n de l ' e f f e t de He, l ' e f f e t r é a c t i f de la 3

température e s t :

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£$. °C */ entre 20°C et 34°C le réacteur fonctionnant à puissance zéro.

TABLE DES FIGURES

î. Précision de mesure de réactivité par période.

2. R^activité spécifique du faisceau de barres de compensation.

3. Barre de compensation avec et sans cobalt.

Distribution axiale typique du flux de neutrons thermiques.

4. Neutronographie des barres de compensation.

5« Comparaison de 1 barre de compensation à une partie du reste du faisceau.

6. Mesures du cycle 10/72 ch. 6 le 19•11•72.

7- Réactivité spécifique du faisceau de barres de contrôle.

8. Réactivité du faisceau de barres de compensation.

9. Réactivité du faisceau de barres de compensation (Sh y 450 mm) 10. Réaetivité des éléments combustibles dans les canaux BO et B l8o -

Cycle 9/72.

11. Mesures de facteurs de perturbation dans les cycles 9/71 à 9/72.

Synthèse des mesures directes.

12. Variation de réactivité des éléments combustibles dans un canal ée poids statistique unitaire.

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Fig. 3

Barre de compensation aveo et sans cobalt

Distribution a x i a l e typique du flux de ntutrons thermiques

Fig. k Neutronographie de la barra W8 6^0 jours d'utilisation dans las canaux D60, C161.

L'épuiseaent effactif eat de 295 u .

Echelle 1/2

Neutronen ^aph. s de l a barra NKG 6 :

^86 j o u r s d ' u t i l i s a t i o n en canal C161 (S3) ( l a p a r t i e contenant l a s grains da cobalt

e s t enleyéa)

Echelle 1/1

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