Etude des décharges partielles dans une chambre à fission haute température
Système des mesures neutronique dans ASTRID
Situation contextuelle ASTRID
Figure 2 – Principe du RNR-Na : ASTRID. Dans le contexte des travaux de R&D sur la quatrième génération des réacteurs initiés par le FIG (Forum international Génération IV) dont la France est un acteur majeur, l’état fran¸cais a confié au CEA lors de la Convention du 9 septembre 2010 l’élaboration d’un avantprojet détaillé d’un prototype industriel de RNR-Na (Réacteur à Neutrons Rapides-Sodium) : le projet ASTRID [1]. Ce projet, né du regain d’intérêt pour la filière rapide et de la possibilité pour la France d’exploiter son retour d’expérience dans la filière sodium, a pour objectif de démontrer, via 3 l’intégration de technologies innovantes, la rentabilité et la sûreté d’un RNR-Na à échelle industrielle ainsi que la faisabilité de tout le cycle combustible qui doit y être associé. Pour cela, le retour d’expérience fran¸cais provenant principalement du réacteur PHENIX est étudié pour mettre en place des programmes R&D de manière à résoudre tous les challenges identifiés. Ceux-ci se focalisent sur une amélioration de la sûreté et de la disponibilité du réacteur à travers différentes études sur : la réactivité du cœur, les réactions sodium-eau, les réactions sodium-air, les accidents graves, la capacité à transmuter des actinides mineurs, l’évacuation de la puissance résiduelle, l’inspection, la surveillance et la maintenance du réacteur. La puissance du réacteur a été définie à 600MW e, pour permettre une extrapolation à un réacteur industriel de puissance comprise entre 1000MW e et 1500MW e sans modification de la démonstration de sûreté. La taille réduite permettra une grande flexibilité afin de pouvoir implémenter des technologies innovantes [2]. La viabilité du cycle fermé comprenant l’atelier de conception du combustible, le recyclage ainsi que la transmutation devra être démontrée. Le projet ASTRID présente également un intérêt expérimental puisqu’il devra rendre possible des campagnes d’irradiations afin de tester des solutions innovantes concernant la sûreté et la disponibilité du réacteur, d’étudier des matériaux et combustibles innovants et de valider les codes de calculs. La durée d’exploitation du réacteur ASTRID est évaluée à 60 ans avec possibilité d’extension en fonction du retour d’expérience de l’exploitation. Concernant l’aspect économique, le réacteur dont la construction est aujourd’hui estimée à plusieurs milliards d’euros [3] devra permettre d’extrapoler le coût d’un parc nucléaire mêlant troisième et quatrième génération et de vérifier la compétitivité d’un tel mix nucléaire dans la production électrique. Système de Contrˆole et de Surveillance du Cœur ASTRID (SCSCA) Dans le réacteur ASTRID, la maˆıtrise de la production d’énergie nucléaire du cœur est assurée par le Système de Contrˆole et de Surveillance du Coeur ASTRID (SCSCA). Les missions du SCSCA sont : – le contrˆole de la puissance générée, – la protection et la prévention afin d’assurer un haut niveau de disponibilité de la production d’électricité et de sûreté nucléaire, vis-à-vis de la sécurité de la population et de l’environnement. Cette surveillance permet la prévention et la protection de défaillances du cœur (détection de toute situation anormale, accidentelle, identification et diagnostic de tout défaut à l’origine d’une défaillance, prise en compte de tout défaut à l’origine d’une défaillance détectée). Le SCSCA comprend un système de mesures qui comporte 5 sous-systèmes de mesures distincts, a savoir : le système de mesures neutroniques (SMN), le système de mesures thermiques (SMT), 4 le système de mesures hydrauliques (SMH), le système de mesures d’étanchéité de gaine (SME) et le système de mesures géométriques du cœur (SMG). Le travail de cette thèse est lié uniquement à la détection neutronique, c’est pourquoi seul le système de mesure neutronique (SNM) sera détaillé.
Système de Mesure Neutroniques (SMN)
Le système SMN, en plus d’assurer le suivi de la réactivité et de la puissance neutronique, détecte toute variation du flux neutronique. Ce système comprend un ensemble de détecteurs insérés dans des dispositifs de mesure, connectés à des équipements électroniques de conditionnement, d’acquisition et de traitement du signal. Le système fournit au contrˆole-commande un ensemble de résultats de mesure permettant de réaliser des actions de protection et de contrˆole du cœur. Les dispositifs de mesure sont placés en cuve et une étude a montré que les chambres à fission sont les seuls détecteurs neutroniques opérationnels dans un tel environnement thermique et radiologique [4][5]. Ainsi, ces chambres à fission haute température (CFHT) sont spécifiquement développées pour une utilisation en cuve dans les RNR-Na [6][7]. Cette intégration en cuve des dispositifs de mesure représente un véritable challenge en termes de structures mécaniques et de fiabilité des détecteurs. L’intégration en cuve s’impose pour deux raisons : – La présence d’un récupérateur de corium sous la chaudière rend impossible l’implantation de guides de neutrons, qui auraient permis un positionnement des détecteurs hors cuve. – La déformation locale du flux neutronique doit être détectée. L’événement redouté est la remontée intempestive d’une barre de contrˆole (RIB) qui pourrait conduire à une fusion locale du cœur ; une mesure locale du flux neutronique permettra ainsi la détection de ce type d’évènement. Par ailleurs, en plus de leur résistance à la température et au rayonnement, la capacité des CFHT de fonctionner sur toute l’étendue de la mesure du flux neutronique (jusqu’à 10 décades) présente l’intérêt de minimiser le nombre de détecteurs nécessaires pour le contrˆole de la puissance du réacteur. Enfin, le haut niveau de fiabilité des détecteurs contribuera à la sûreté de fonctionnement et, par conséquent, à la disponibilité de ce système de mesure ainsi qu’à la sûreté nucléaire du réacteur. Objectifs du système SMN Tous les objectifs de performance du SMN sont majoritairement métrologiques et ils peuvent être divisés en trois groupes : la mesure de la puissance neutronique, l’indication de la distribution du flux neutronique et la sûreté de fonctionnement. Les détails de ces objectifs sont présentes dans le tableau 1.
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