Domaine technique La présente invention se rapporte à un procédé de commande d'un système nucléaire hybride sous critique ayant une source commandée de neutrons externes et à un dispositif mettant en u̇vre ce procédé, notamment pour l'amélioration de la sûreté de systèmes nucléaires hybrides, qu'ils soient affectés à la production d'énergie et/ou à la transmutation de certains éléments chimiques transuraniens présents dans les déchets nucléaires ( incinération des déchets ).
Elle se rapporte également à un système nucléaire hybride faisant application de ce procédé.
État de la technique La maîtrise de la réaction nucléaire mise en u̇vre dans une centrale nucléaire et la limitation de la quantité de déchets produite par cette réaction sont deux problèmes majeurs de l'industrie nucléaire, ces problèmes de sécurité et de production de déchets variant en fonction du système utilisé pour exploiter la réaction nucléaire.
A cet effet, il convient de rappeler que ces systèmes peuvent être classés en fonction de leur criticité, un système étant qualifié de critique lorsque le nombre de neutrons émis par fission du combustible
absorption et par fuite.
Dans ce cas, le nombre de fissions observé pendant des intervalles de temps successifs reste constant, la criticité étant l'expression d'un équilibre exact entre les productions de neutrons par fission et les disparitions de neutrons par absorption et par fuite.
Inversement, un système est qualifié de souscritique lorsque le nombre de neutrons émis par fission est plus faible que le nombre de neutrons disparaissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre de fissions observé pendant des intervalles de temps successifs décroît et la réaction nucléaire s'atténue en intensité.
Le comportement de ces systèmes est généralement caractérisé par le facteur de multiplication k qui représente la valeur moyenne du nombre de nouvelles fissions induites par les neutrons issus d'une fission initiale. On peut l'exprimer, pour un intervalle de temps donné, par le rapport entre le nombre de neutrons produit par fissions et le nombre de neutrons disparus. Dans le cas où ce coefficient tient compte des fuites des neutrons vers les assemblages de combustible voisins ou hors du réacteur, celui-ci est qualifié d'effectif et noté keff. Pour un réacteur sous critique, keff est inférieur à 1, mais proche de 1 (typiquement de l'ordre de 0,95 à 0,995). Pour un réacteur critique, keff est égal à 1.
Ses variations autour de la valeur critique de 1 sont représentées par la réactivité, grandeur sans dimension définie par :
Sa valeur étant très petite, elle est généralement exprimée en cent millièmes, en prenant pour unité le pcm (pour cent mille). Dans un réacteur, la réactivité est nulle lorsqu'il est critique, positive s'il est surcritique et négative s'il est
Un réacteur sous-critique doit faire appel à une source externe de neutrons afin de maintenir la réaction nucléaire. Cette source de neutrons externe devant être intense, elle est généralement réalisée par des réactions nucléaires, essentiellement de spallation, induites par l'impact de particules chargées de haute énergie (0,6 à 1,2 GeV), généralement des protons ou des deutons, sur une cible composée de préférence d'éléments lourds comme par exemple du plomb, du bismuth ou de l'uranium.Ces neutrons externes doivent toutefois avoir une énergie du même ordre de grandeurs que les neutrons entretenant la réaction du c u̇r afin d'avoir l'efficacité optimale, ce qui est aisé à réaliser avec des neutrons de spallation ; s'ils sont trop rapides, on peut les ralentir par des techniques connues de l'homme du métier.
La cible de spallation se présente généralement sous forme d'un liquide plomb-bismuth contenu dans un réservoir placé au centre du c u̇r afin d'optimiser la probabilité de réaction avec le matériau combustible. Ce mélange se comporte du point de vue de la génération de neutrons comme le plomb, mais présente l'avantage d'une plus grande aptitude à la liquéfaction sous l'effet de l'énergie déposée par le faisceau de particules (température de liquéfaction inférieure). L'usage d'une cible de plomb-bismuth améliore le comportement thermique de cette cible pour le fonctionnement nominal du réacteur. Si les dimensions de cette cible sont suffisantes, on peut estimer qu'un proton de 1 GeV projeté sur une cible de plomb ou de plomb-bismuth peut ainsi générer de 20 à 25 neutrons utilisables par le réacteur.
Les protons peuvent être accélérés par tout moyen apte à leur communiquer une énergie de l'ordre de quelques dizaines de mégaélectronvolts (MeV) à quelques dizaines de gigaélectronvolts (GeV). Ces moyens comportent généralement un accélérateur situé à l'extérieur du réacteur, dont le faisceau est dirigé jusqu'à la cible de spallation située dans le c u̇r.
Hormis la spallation, toute autre source de neutrons peut convenir. On peut citer à titre d'exemple les réactions photo-nucléaires dont le rendement de conversion est beaucoup moins élevé que les réactions de spallation. Dans ces deux cas, les neutrons, produits ont une énergie comparable, adéquate pour le fonctionnement d'un système hybride.
Les réactions photonucléaires sont ici considérées globalement, c'est à dire composées de deux réactions successives. La première est une réaction de Bremsstrahlung, où des électrons réagissent pour donner lieu à des photons de haute énergie selon une section efficace linéaire en fonction de l'énergie des électrons. Le spectre d'énergie des photons produits est très large, compris entre zéro et l'énergie des électrons incidents. La seconde réaction produite est la réaction photo-nucléaire proprement dite, cette seconde réaction impliquant des phénomènes analogues à une réaction de spallation .
Ces réactions photonucléaires délivrent des intensités de neutrons produits inférieures (actuellement, jusqu'à environ 5.1016 neutrons/s, alors que la spallation autorise jusqu'à quelques 1018 neutrons/s). Toutefois elles impliquent des coûts très inférieurs pour la génération et l'accélération des électrons (investissement de l'installation environ dix fois inférieur), et pour l'utilisation en raison d'une haute fiabilité et du niveau de qualification moins élevé du personnel. L'installation sera beaucoup plus compacte, mais la consommation d'énergie par neutron produit sera environ trente fois plus élevée.
Les réacteurs hybrides sont à priori connus pour leur aptitude à recevoir dans leur c u̇r une partie des déchets nucléaires, notamment les éléments radioactifs à vie longue comme des éléments transuraniens ou certains produits de fission, afin de les incinérer (c' est à dire les transmuter en noyaux stables ou radioactifs à vie courte). Cependant l'introduction des éléments transuraniens entraîne une dégradation grave de certaines propriétés très importantes pour la sûreté du réacteur nucléaire, particulièrement une diminution de la fraction de neutrons retardés et une diminution de l'effet Doppler.
Cet effet Doppler est dû à la variation de la vitesse relative d'un neutron se déplaçant dans la matière par rapport aux noyaux, qui ne sont pas immobiles mais soumis à une agitation thermique. Ces petites différences de vitesse relative sont en général négligeables sauf si les sections efficaces varient très brutalement en fonction de cette vitesse relative neutron/noyau, comme c'est le cas au voisinage des pics de résonances. Une augmentation locale de la température du combustible d'un réacteur nucléaire a pour effet immédiat d'élargir les sections efficaces résonnantes de capture de neutrons d'une certaine énergie et donc de faire chuter localement le flux de neutrons. Davantage de neutrons sont capturés et donc ceux qui sont disponibles pour de nouvelles fissions sont moins nombreux.
Dans ce cas, l'effet Doppler est caractérisé par un coefficient négatif et contribue à rendre les systèmes nucléaires intrinsèquement sûrs.
Parmi les effets agissant sur la réactivité d'un réacteur, l'effet Doppler est le plus rapide et le plus sensible. Il constitue un facteur auto-stabilisateur essentiel à la régulation du réacteur car il est spontané et d'autant plus puissant que la perturbation (variation de la température) qui l'a créé est plus importante.
Dans un réacteur nucléaire la grande majorité des réactions de fission donne lieu immédiatement à l'émission de quelques neutrons ; mais un très petit nombre de ces réactions (moins de 1% des neutrons émis) sont dits retardés car ils sont émis par des fragments de fission avec un retard de quelques
décalage dans le temps, permettent in fine le pilotage des réacteurs. Cette fraction de neutrons retardés est désignée par beta (typiquement de l'ordre de 0,65% pour combustible fondé sur de l'uranium 235).
La valeur de la fraction des neutrons retardés 0 est extrêmement importante pour la sûreté et pour le pilotage d'un réacteur nucléaire, car ce paramètre (avec le temps moyen d'apparition des neutrons retardés) définit la période propre de réacteur. Celle-ci doit être suffisamment grande pour permettre la commande du système.
Cette dégradation significative des paramètres de sûreté décrite ci-dessus (du coefficient Doppler et de la fraction des neutrons retardés) rend très problématique la transmutation des déchets nucléaires dans les réacteurs critiques classiques. Elle agit très différemment selon le type fonctionnel auquel est rattaché le système, de sorte que chacun présente des défauts et des qualités propres.
On rappelle à cet effet que les systèmes nucléaires sous-critiques peuvent être fonctionnellement répartis en deux types schématisés ci-dessous à l'aide des figures la et lb, sur lesquelles sont représentés un réacteur 102, en régime souscritique, recevant des neutrons externes 104 produits par réaction nucléaire (notamment de spallation) sur une cible 108 à l'aide d'un faisceau de particules chargées 106 (par exemple des protons) issues d'un accélérateur 100, alimenté par le réseau électrique 110. Ce même réseau reçoit par ailleurs l'énergie électrique produite à partir de la chaleur générée par le réacteur sous-critique 102.
Selon un premier type de système dit découplé ou, en anglais, Accelerator Driven System (ADS) (figure la), l'intensité de la source externe de neutrons est indépendante de la puissance du coeur, et l'énergie nécessaire à l'alimentation de cette source est prélevée sur un réseau électrique comme représenté sur la figure la. Dans ce système c'est l'intensité de la source externe qui définit la puissance de l'installation nucléaire, et le c u̇r sous-critique ne sert qu'amplifier les neutrons externes et l'énergie déposée via la réaction de fission. Dans de tels systèmes le niveau de sous-criticité étant prédéterminé dans l'état nominal, par exemple en fonction des conditions de sûreté que l'on se fixe, du combustible, de la puissance thermique souhaitée. Il peut être ajusté au cours du fonctionnement du réacteur.L'intensité du faisceau de particules est prédéterminée en fonction des conditions de fonctionnement demandées au réacteur, puis ajustée en cours de fonctionnement par un opérateur.
Cependant, compte tenu de leur haut niveau de souscriticités, les systèmes découplés ADS ont besoin d'une source importante de neutrons. Cela nécessite l'utilisation de puissants accélérateurs, ce qui est économiquement pénalisant car de tels accélérateurs augmentent considérablement le coût de l'installation, mais aussi son coût de fonctionnement en consommant une fraction importante de la puissance électrique produite (à partir de quelques pour cents jusqu'à 10%).
En ce qui concerne la sûreté, il n'existe pas de contrainte, ni sur la valeur du coefficient Doppler ni sur la fraction de neutrons retardés, si le niveau de sous-criticité est suffisamment grand pour éviter toutes les conséquences négatives liées à la variation éventuelles du facteur de multiplication de neutrons keff (accident de réactivité). Néanmoins il existe un risque d'accident spécifique pour les systèmes découplés ADS : l'insertion accidentelle du courant maximal du faisceau de protons, ce qui est possible quelle que soit la puissance du c u̇r en raison de l'alimentation de l'accélérateur par le réseau .
Selon un second type de système dit couplé ou, en anglais, Accelerator Coupled System (ACS) ou encore Delayed Enhanced Neutronics (DEN) (figure lb), l'intensité de la source externe de neutrons dépend directement de la puissance du c u̇r et elle est choisie en-temps réel de façon à ce que le système entier se trouve dans un état critique. Dans de tels systèmes, la sûreté dépend notamment des paramètres suivants : coefficients de contre-réaction, fraction de neutrons retardés et niveau de sous-criticité.Le pilotage du réacteur ne peut plus s'effectuer comme dans le cas précédent par action de l'opérateur sur la correspondance entre la puissance du c u̇r et l'intensité de la source externe de neutrons ; ici, le pilotage s'effectuera par d'autres moyens comme par exemple les barres de contrôle de réacteur, ou à une modification de la fraction de la puissance du c u̇r affectée à l'alimentation de l'accélérateur, ou encore l'adjonction éventuelle d'une seconde source de neutrons externes (facultative), de puissance beaucoup plus faible.
Une différence principale entre ces deux systèmes réside dans le fait que, dans un système couplé (ACS), la quantité produite de neutrons externes est prédéterminé afin de maintenir la réaction en chaîne dans le c u̇r, tandis que, dans un système découplé (ADS), cette intensité varie en temps réel afin d'obtenir la valeur exacte de la puissance souhaitée pour le réacteur.
Dans les systèmes couplés la source externe de neutrons, naturellement ou artificiellement retardés par rapport au taux de fission dans le c u̇r, peut remplacer un déficit de neutrons retardés. Cette possibilité de suppléer à ces derniers par une source externe donne naissance au concept d'un réacteur où on crée artificiellement un groupe de neutrons retardés ("The Neutron Potential of Nuclear Power for Long Term Radioactivity Risk Réduction", de M. Salvatores, I. Slessarev, M. Uematsu, A. Tchistiakov, Proc. GLOBAL-95 Int. Conf., Versailles, France, September 11-14, 1995, v.l, p.686).
Pour accentuer le couplage entre le c u̇r et l'accélérateur, A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev ont proposé dans le document Coupling of reactor power with accelerator current in ADS Systems Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 7-11 juin 1999, Prague et Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000) d'utiliser pour l'alimentation de l'accélérateur une partie fixe f de l'énergie produite par le même système hybride, en l'occurrence le réacteur. Un tel mode de réalisation d'un système hybride assure l'arrêt intrinsèque de la source externe de neutrons dans le cas des pannes thermo-hydrauliques ; toutefois il ne protège pas contre un éventuel incident de criticité.
L'ensemble du système nucléaire constitué par le réacteur nucléaire, l'accélérateur, la cible et l'ensemble des moyens annexes assurant leur coopération fonctionnelle se comporte alors comme un réacteur critique dont il présente tous les avantages fonctionnels, et notamment le bénéfice d'effets de contre-réactions internes connus pour ces derniers (ex. : l'effet Doppler, la dilatation du combustible nucléaire, etc...) dont la liste dépend des modes de la réalisation du réacteur nucléaire considéré.
Des études des systèmes hybrides, dont les concepts sont présentés ci-dessus, ont montré qu'ils ont une cinétique différente, surtout pendant des situations accidentelles (ex. : extraction de barre de contrôle, rupture de la fenêtre de la cible de spallation, panne de pompe de circulation, etc...) non protégées par une intervention humaine ou par les automatismes de commande et contrôle. Par conséquent, d'éventuels transitoires non protégés se déroulent différemment dans les systèmes, ce qui a un grand impact sur la sûreté. En ce qui concerne cette dernière, chacun des deux systèmes hybrides à ses avantages et ses inconvénients.Par exemple, le comportement des systèmes couplés (ACS) est préférable de point de vue des accidents thermo-hydrauliques, par contre, des systèmes hybrides découplés (ADS) supportent mieux des accidents de réactivité (augmentation accidentelle de keff du système). Il s'avère donc avantageux de combiner des avantages de deux types de systèmes.
Les avantages et inconvénients de ces deux types fonctionnels de systèmes hybrides sont étudiés dans le document The accelerator coupled system dynamics de A. D'angelo et al., Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 2001, mais aussi et surtout dans le document Coupling of reactor power with accelerator current in ADS systems de A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev, Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 7-11 juin 1999, Prague et Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000) .
Ils sont schématisés sur la figure 2 dans laquelle l'axe des ordonnées 200 représente l'intensité d'une source de particules chargées et, l'axe des abscisses 202 représente la puissance du c u̇r du réacteur nucléaire.
Pour un système découplé ADS, l'intensité de la source est constante quelle que soit la puissance du c u̇r. En particulier, pour une puissance du c u̇r supérieure à la puissance nominale Pn, l'intensité de la source n'augmente pas, ce qui limite toute augmentation incontrôlée de la puissance fournie par le c u̇r.
Une telle réalisation hypothétique présente cependant un inconvénient majeur lié à une éventuelle défaillance électronique ou humaine du contrôle de l'accélérateur de particules. Dans ce cas, des accidents thermo-hydrauliques dangereux restent possibles.
Pour un système couplé ACS(DEN), l'intensité de la source varie proportionnellement avec la puissance du c u̇r. Ainsi, pour une puissance du c u̇r supérieure à la puissance nominale Pn, l'augmentation de puissance du c u̇r induit une augmentation proportionnelle de l'intensité de la source de neutrons.
De tels systèmes couplés, qui ont les avantages des systèmes critiques, en ont aussi les inconvénients. Vis-à-vis d'éventuels accidents de réactivité non-protégés, les valeurs asymptotiques d'équilibres -sont- définies par des effets de contre-réaction. Ces derniers étant dégradés (comme dans le cas de transmutation des déchets) la sûreté diminue aussi.
L'invention vise à réaliser un système ACS dont le comportement idéal dans le cas d'un accident non-protégé serait : au-dessous de sa puissance nominale, le comportement d'un système ACS comme connu, et au-dessus de sa puissance nominale, le comportement d'un système ADS comme connu. En tout état de cause, l'invention a comme objectif de proposer un nouveau procédé de commande qui améliore intrinsèquement la sûreté d'un système couplé.
La présente invention vise à fournir un système combinant les avantages en matières de sécurité des systèmes couplés de façon intrinsèque, i.e. sans requérir une intervention manuelle ou automatique.
Exposé d'invention La présente invention résulte de la constatation que, pour un accélérateur connu de particules d'un système hybride, l'intensité de la source est supposée être proportionnelle à la puissance du réacteur.
Or, si l'intensité de la source de neutrons n'était pas proportionnelle à la puissance du réacteur, cette intensité pourrait augmenter de façon moins importante que l'augmentation en puissance du réacteur de telle sorte que la source ne pourrait plus soutenir cette élévation en puissance du c u̇r du réacteur.
Par contre, même en l'absence d'une telle proportionnalité entre la puissance de la source et la puissance du réacteur, on pourrait garder l'avantage lié au fait que la diminution de la puissance du c u̇r entraînerait la diminution d'intensité de la source de neutrons.
Un tel système hybride couplé munis d'interdépendance non-proportionnelle entre l'intensité de la source externe et la puissance du c u̇r aurait des valeurs asymptotiques de la puissance et de la température limitées. Cette relation de dépendance ci-dessus proposée sur l'état asymptotique du système serait homologue à celle de l'effet Doppler. C'est pourquoi nous allons l'appeler effet à la Doppler pour la partie accélérateur d'un ACS. Néanmoins, contrairement à l'effet Doppler proprement dit, un tel effet à la Doppler n'est pas altéré pas la présence d'actinides mineurs.
Par ailleurs, l'invention vise alternativement à prolonger le cycle de réacteur et à réduire la quantité de déchets générés par une centrale nucléaire.
De fait, la quantité de déchets produits par une centrale nucléaire est proportionnelle au taux de combustion de son combustible, ce taux étant d'autant plus faible que le seuil de sûreté appliquée vis-à-vis d'un transitoire accidentel est élevé.
Dès lors, en fournissant un système nucléaire présentant un degré de sûreté accrue de façon intrinsèque, l'invention permet de maintenir, pour un système nucléaire, un degré de sécurité identique avec un taux de combustion plus élevé, en réduisant potentiellement la quantité de déchets produite par un réacteur de type industriel, comme par exemple ceux affectés à la production d'électricité.
La présente invention vise ainsi à remédier aux différents problèmes cités ci-dessous, en permettant un fonctionnement autorégulé et fiable d'un système couplé même en présence d'une grande quantité d'actinides, ce qui permet de sécuriser un système nucléaire de façon intrinsèque et, par conséquent, d'utiliser des carburants nucléaires avec un plus grand taux d'utilisation, ou encore de recycler du combustible nucléaire.
Pour parvenir à cela, l'invention se fonde non seulement sur le choix d'un point de fonctionnement minimisant l'énergie nécessaire à la production de neutrons, mais plus fondamentalement encore sur les modalités de réglage du nombre de neutrons produits afin de piloter le réacteur et notamment de l'adapter à chaque instant à une puissance de consigne, ce réglage s'effectuant en commandant non plus l'intensité du faisceau de particules mais l'énergie de chacune de ces particules.
Ce choix du point de fonctionnement ( qui revient au choix de l'énergie de fonctionnement) vise naturellement à maximiser le rendement énergétique de l'installation nucléaire par minimisation le coût énergétique de production d'un neutron. Il est conforme, dans le mode de réalisation le plus général de l'invention, à ce qui est établi dans le cas des réactions de spallation par le document Neutron production in bombardments of thin and thick W, Hg, Pb targets by 0.4, 0.8, 1.2, 1.8 and 2.5 GeV protons de A Letourneau, J. Galin, F. Goldenbaum et al in Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 170 (2000) pp. 299-322.En particulier, le paragraphe 4.4 The neutron economy établit qu'il existe une valeur optimale EMaxp de l'énergie des particules accélérées (dans la plage allant de 0.8 à 1 GeV pour l'expérience mentionnée), pour laquelle le nombre de neutrons produit par un proton incident (rendement de neutrons Yn) est optimal. Si l'on trace la courbe du nombre de neutrons produits normé par l'énergie ayant servi à les produire (Fig. 16 p. 319), on observe l'existence d'une valeur de pic correspondant à l'énergie des particules optimale EMaxp.
L'existence de ce maximum est liée au fait qu'à basse énergie une fraction importante de l'énergie du faisceau incident est perdue pour ionisation. A très haute énergie une partie de l'énergie se perd sous forme de production d'autres particules que des neutrons (pions essentiellement). En plus, pour une cible dont les dimensions sont fixes, l'augmentation de l'énergie des particules incidentes accroît la probabilité des fuites des particules produisant des neutrons et de ce fait diminue de rendement de neutrons dans la cible.
Un second document plus exhaustif arrive aux mêmes conclusions, en situant EMaxp entre 1 et 1, 5 GeV dans le cadre de cibles de Pb et de plaques W, avec un assemblage sous-critique d'uranium naturel modéré par de l'eau ( Nuclear data at high energy : experiment, theory and applications de S. Leray, rapport CEA/DAPNIA/SPHN-00-67 et lecture au Workshop on Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors : physics, design and safety , ICTP Trieste, Italie, 13 mars/14 avril 2000.
Nous avons vu que les réactions photonucléaires sont ici considérées globalement, c'est à dire composées de deux réactions successives. La première est une réaction de Bremsstrahlung, où des électrons réagissent pour donner lieu à des photons de haute énergie selon une section efficace linéaire en fonction de l'énergie des électrons. La seconde réaction produite est la réaction photo-nucléaire proprement dite, cette seconde réaction impliquant des phénomènes analogues à une réaction de spallation . L'ensemble de ces deux réactions successives a bien une courbe globale analogue à celle d'une spallation, mais avec des valeurs numériques sensiblement différentes (notamment pour EMaxp comme le montrent les figures 5a et 5b.
Cette propriété d'existence de l'énergie optimale bien qu'elle soit connue, n'a pas de nom propre. Nous allons la nommer l'effet de rendement de neutrons ou effet Yn ou encore l'effet à la Doppler pour la partie accélérateur d'un système hybride.
Nous sommes donc fondés à illustrer le cas général de la production de neutrons par des particules chargées à l'aide du cas particulier bien connu de la spallation induite par protons.
En réalité, pour les dispositifs selon l'art antérieur, le réglage de l'accélérateur dans un ACS se fait en agissant sur l'intensité du faisceau Ip, à l'énergie constante des particules, ce qui présente divers avantages pour l'homme du métier : les structures d'accélération et de déviation du faisceau étant préréglées, on a pu choisir pour ces réglage préalables (paramétrage) des conditions de fonctionnement - correspondant à une meilleure efficacité énergétique. L'essentiel de l'invention consiste, après avoir choisi le point de fonctionnement minimisant l'énergie nécessaire à la production de neutrons, à régler en continu l'accélérateur de particules non pas par l'intensité du faisceau comme dans l'art antérieur, mais par l'énergie des particules émises.
Plus globalement, l'apport de neutrons externes varie en fonction de l'énergie des particules incidentes Ep chargés selon une courbe de la fig. 8 du document Leray. À mesure que l'énergie Ep croît, le nombre de neutrons croît rapidement dans un premier temps au-delà du seuil de réaction. Puis, au-delà de l'énergie EMaxp, continue à croître mais moins rapidement. La forme de cette courbe correspondant à celle de la fig. 8 du document Leray. Si l'on norme cette courbe en divisant le nombre de neutrons produits par l'énergie ayant servi à les produire, on obtient la figure 5 montrant nettement un maximum, la forme de cette courbe correspondant à celle de la fig. 16 du document A. Letourneau et al., et à la fig. 9 du document Leray.Ces courbes de la figure 5 se retrouvent avec la même forme générale, quelle que soit la réaction choisie pour produire des neutrons à partir de particules chargée (ex. : protons, deutons, électrons). Seules varient les valeurs numériques, notamment celle de l'énergie optimale des particules EMaxp.
Pour bonne réalisation de l'invention, en pratique il faut prendre en compte non seulement le rendement de neutrons par particule incidente et par son énergie Ep mais aussi l'importance de neutrons * (valeur, qui décrit l'importance des neutrons externes par rapport aux neutrons du c u̇r) et le rendement de l'accélérateur ȧ (valeur, qui décrit le rapport d'énergie de particule chargée Ep et l'énergie E que l'accélérateur consomme pour accélérer cette particule).
Pour trouver l'énergie optimale EMaxp des particules, on maintien constante la puissance consommée dans l'accélérateur de particules (-Pcons) , tout en faisant varier simultanément -l'énergie des particules et l'intensité du faisceau de particules, comme représenté sur la figure 3a.
En pratique, cette valeur de la puissance Pcons sera choisie de manière à ce que la puissance du réacteur nucléaire soit égale à la valeur de consigne que l'on s'est initialement fixée. L'expérience met en évidence, dans tous les cas, une énergie optimale EMaxp de la production de neutrons.
L'invention consiste donc :
1. à déterminer les conditions de fonctionnement dans lesquelles on souhaite faire fonctionner le réacteur nucléaire : niveau de sous-criticité (ro), puissance consommable à produire (thermique Pth ou électrique Pe1= ė1Pth où ė1 est le rendement électrique de l'installation), quantité et nature du combustible ; il s'agit d'un savoir faire habituel à l'homme du métier, et qui n'appelle pas de commentaire particulier. La réalisation préférée de couplage entre le c u̇r souscritique et l'accélérateur se fait comme dans le document de A. Gandini, M. Salvatores et I. Slessarev, c'est à dire une fraction fixe f de la puissance produite par le système est consommée pour alimenter l'accélérateur 2. à partir de ces conditions, déterminer les paramètres de fonctionnement de l'accélérateur comme suit :
a - déterminer l'énergie optimale EMaxp des particules chargées, qui vérifie l'expression :
Cette formule prend en compte les dépendances éventuelles de l'énergie des particules incidentes Ep du rendement de neutrons Y, de l'importance de neutrons *, du rendement de l'accélérateur ȧ.
b - choisir l'énergie de fonctionnement (énergie nominale) Enomp égale ou supérieure à l'énergie optimale EMaxp :
Enomp = EMaxp + Ėp, Ėp 0(2) La raison et le moyen de choix de Ėp seront expliquées ultérieurement.
c - On détermine l'intensité nominale du faisceau de particules chargées, nécessaire pour obtenir la puissance nominale du réacteur Pnomth en fonction de l'énergie nominale Enomp, du rendement de neutrons Yn(Enomp), du rendement de l'accélérateur ȧ (Enomp) et de l'importance des neutrons *(Enomp) pour l'énergie nominale Enomp :
ainsi que la fraction de la puissance produite Pei, consommée par l'accélérateur :
3. à fixer la fraction f de la puissance produite consommable par accélérateur ainsi que l'intensité du faisceau des particules incidentes à des valeurs nominales décrites par les formules (3) et (4) 4. à régler le nombre de neutrons extérieurs agissant sur l'énergie des particules Ep à intensité constante du faisceau, en fonction des fluctuations de fonctionnement de la puissance du réacteur nucléaire, selon l'expression déterminant la variation de l'énergie :
Expliquons les formules et l'approche présentés ci-dessus.
L'énergie E, qu'il faut dépenser pour accélérer une particule jusqu'à l'énergie Ep, dépend du rendement de l'accélérateur ȧ : E=Ep/ ȧ. Le rendement lui-même peut être dépendant de l'énergie jusqu'à laquelle on accélère les particules chargées ȧ= ȧ (EP) . Donc la puissance, consommée pour accélération de Ip particules par seconde, peut être exprimée :
En prenant en compte qu'une particule incident de l'énergie EP crée en moyenne Yn neutrons, l'intensité de la source de neutrons sera liée à la valeur de courant du faisceau :
L'énergie thermique Eth, créée dans un c u̇r souscritique par un neutron externe y absorbé est :
où r0=(1-keff)/keff est le niveau de sous-criticité ; s* est l'importance des neutrons : Efis est l'énergie délivrée lors un acte de fission ; v est le nombre moyen de neutrons de fission. L'importance de neutrons, elle aussi peut être la fonction de l'énergie des particules incidentes, c'est-àdire *= *(Ep) .
La puissance thermique du c u̇r sous-critique (si on ne prend pas en compte énergie dégagée dans la cible) -est:
En supposant que la puissance consommée Pcons est fixée, choisissons l'énergie optimale de particules chargées Ep = EMaxp afin que la puissance du c u̇r soit maximale. Cette condition signifie que dPth(EMaxp)/dEp=0, d Pth(Emaxp)/dE2p 0. Lorsque cette valeur existe, l'énergie optimale sera définie par l'expression (1).
Dans de rares cas, il se peut que ce point optimal visible sur la figure 5a soit peu marqué, en raison d'une pente très faible aux énergies de particules les plus élevées, et éventuellement de l'imprécision des mesures. Dans ce cas, on peut accentuer ce maximum, et donc l' effet Yn , en optimisant la géométrie, par exemple dans le sens d'une augmentation des pertes de particules incidentes dans la cible. Bien que cela diminue l'efficacité de production des neutrons, nous pouvons profiter davantage de l' effet Yn . On peut aussi augmenter l' effet Yn en modifiant la cible, soit en diminuant ses dimensions, soit en l'entourant d'un éventuel buffer , le plus transparent possible aux neutrons déjà créés et dont le rendement de conversion neutronique est inférieur à celui de la cible, soit encore par une combinaison de ces deux conditions.Ce rendement de conversion doit être le plus faible possible, et préférentiellement inférieur à la moitié du rendement de conversion de la cible proprement dite.
Dans le cas particulier des réactions photonucléaires, la figure 5b montre à titre d'exemple que les formes de courbes sont globalement les mêmes, avec trois configurations correspondant à : - courbe A (en haut) : cible en uranium 238, en forme de pastille cylindrique d'axe de symétrie confondu avec l'axe du faisceau de particules, cette pastille ayant un diamètre de 4 cm et une hauteur de 4 cm, cette cible étant entourée d'un buffer absorbant en plomb, en forme de cylindre d'axe de symétrie confondu avec l'axe du faisceau de particules, ce cylindre ayant un diamètre de 40 cm et une hauteur de 80 cm, et comportant un alésage axial de 4 cm permettant au faisceau d'atteindre la cible proprement dite située au centre de ce cylindre amortisseur, - courbe B (au milieu) :cible en uranium 238, en forme de pastille cylindrique d'axe de symétrie confondu avec l'axe du faisceau de particules, cette pastille ayant un diamètre de 4 cm et une hauteur de 2 cm, cette cible étant entourée d'un buffer absorbant en plomb identique à celui de la configuration A, - courbe C (en bas) : cible en uranium 238 conforme à celle de la configuration B, et absence de buffer absorbant. On remarque néanmoins que la courbe A présente une quasi absence de maximum. Dans de tels cas, on peut faire apparaître un maximum par les mêmes modifications de cible que déjà vues pour les réactions de spallation.
Ce mode de commande par l'énergie des particules issues de l'accélérateur conduit à ce que la source externe de neutrons ne soit plus exactement proportionnelle à la puissance du c u̇r. Il y a apparition d'un nouvel effet de contre-réaction à la Doppler pour la partie accélérateur du système hybride couplé, qui stabilise la puissance le système pendant les transitoires non protégés.
Un avantage de l'invention peut être illustré en considérant une variation brusque de puissance dans un système nucléaire, par exemple dans le sens d'une augmentation des neutrons produits.
Dans ce cas, il résulte une augmentation de chaleur dégagée dans le c u̇r, puis de l'énergie électrique qui alimente l'accélérateur.
A cela, les systèmes ACS selon l'art antérieur répondaient par une action augmentant l'intensité du faisceau de protons, ce qui faisait croître relativement rapidement le nombre de neutrons extérieurs, conformément à la courbe 404 de la figure 4. Au contraire, selon l'invention une augmentation brusque de la puissance dans le c u̇r, le système selon l'invention répond par une augmentation de l'énergie des particules conforme à la courbe 406 de la figure 4 .
En d'autres termes, la montée en puissance du réacteur est plus lente et, compte tenu d'effets autorégulateurs tels que l'effet Doppler, la valeur finale de la puissance du réacteur sera moindre, par rapport à l'art antérieur.
Ainsi, en régulant un système ACS par l'énergie des particules issues d'accélérateur, on munit ce système d'un moyen supplémentaire pour la sécurité intrinsèque que d'autres effets de contre-réaction connu dans l'art intérieur puisque, en cas d'augmentation incontrôlée de la puissance du c u̇r au-delà du point de fonctionnement nominal (correspondant aux conditions initiales), l'énergie des particules incidentes augmente suffisamment pour écarter ce point de fonctionnement de sa valeur optimale, correspondant au rendement maximal de la conversion. Ainsi le nombre de neutrons augmente en tous cas beaucoup moins rapidement qu'il ne le ferait dans le cas d'un système ACS régulé par l'intensité du faisceau de particules chargées.Dès lors, l'augmentation en puissance du réacteur est à la fois plus lente et nettement plus limitée en amplitude que pour les systèmes ACS selon l'art antérieur.
Par ailleurs, on remarque que l'évolution des deux systèmes tend vers des puissances limites distinctes, à savoir une puissance Pconnu pour un système ACS régulé par l'intensité du faisceau de particules, et une puissance Pinv telle que Pinv < Pconnu pour un système conforme à l'invention, c'est à dire un système ACS régulé par l'énergie des particules.
Comme nous l'avons vu, la figure 5, outre la mise en évidence d'une valeur maximisant le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons. Elle permet aussi de définir graphiquement trois régimes de fonctionnement de la source de neutrons pour présente l'invention. Ces régimes sont déterminés par des valeurs de l'énergie des particules Ep, et correspondent à différents réponses du rendements des réactions nucléaires produisant des neutrons à des fluctuations éventuelles de la puissance du c u̇r et, par conséquent, à l'énergie Ep.
1 - une première zone, dite dangereuse , apparaît pour un accélérateur générant des particules munies d'une énergie à partir de l'énergie du seuil de la réaction et inférieure à EpMax, qui dans notre exemple correspond à 1,16 GeV. Lorsque l'énergie des particules est inférieure à EpMax, d'une part le rendement est faible, d'autant plus que l'on s'éloigne de EpMax. En outre, un léger fluctuation de l'énergie des particules induit une très forte fluctuation du nombre de neutrons produit, ce qui rend le pilotage du système hybride très délicat.
2 - une seconde zone, dite d'instabilité potentielle , est situé au voisinage de l'optimum de l'accélérateur. Le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons est optimal, ce qui optimise le bilan énergétique du système hybride. Toutefois ce régime peut basculer vers le régime dangereux . En termes de sûreté, une évolution vers le régime dangereux ne compromet pas la sécurité du système car cette évolution se produit lors d'une baisse de puissance produite par le réacteur.
Autrement dit, le système peut devenir instable par rapport des fluctuations négatives de la puissance, ce qui est indésirable pour le pilotage du système.
Pour éviter cet effet, il vaut mieux, conformément à une réalisation préférentielle de l'invention, choisir Ep nom =EP Max + Ėp, où la valeur Epnom est choisie de manière à être plus importante que d'éventuelles fluctuations négatives de la puissance du réacteur dans le régime normal de fonctionnement du réacteur, c'est-à-dire choisir le point de fonctionnement à une valeur d'énergie des particules supérieures à l'énergie nominale Ep nom mais en choisissant par rapport à cette valeur nominale Epnom un écart Epnom le plus faible possible, suffisamment faible pour que le nombre de neutrons générés normé par l'énergie ayant servi à les produire (courbe 5) ait une variation très faible lorsque l'énergie des particules varie.
3 - une troisième zone, dite d' effet à la Doppler , correspond à une zone où le rendement des réactions nucléaires produisant des neutrons est très proche de sa valeur optimale, mais diminue au fur et à mesure que la puissance requise augmente. Cette pente négative de la courbe de la figure 5 tend à limiter le nombre de neutrons lors d'un transitoire non voulu augmentant ce nombre de neutrons : on bénéficie de façon plus favorable de l'effet régulateur de l'invention, qui agit dans le même sens que l'effet Doppler, et qui est particulièrement avantageux lorsque la présence d'actinides réduit l'influence de cet effet Doppler.
L'invention concerne aussi un système nucléaire hybride couplé (ACS), comportant un réacteur nucléaire fonctionnant en régime sous-critique, une source de neutrons externes, cette source comportant un faisceau de particules chargées accélérée, la source de neutrons fournissant la quantité de neutrons nécessaire à l'entretien de la réaction nucléaire, et des moyens aptes à générer de l'électricité à partir de la chaleur produite par le c u̇r nucléaire, ce système étant caractérisé en ce que le nombre de neutrons induits par l'accélérateur est commandé en agissant sur l'énergie Ep des particules, à intensité constante du faisceau de particules. Un exemple d'une telle réalisation est fourni en tant qu'exposé détaillé du mode préférentiel de réalisation..
De façon préférentielle, les particules sont des protons dirigés en faisceau au centre du c u̇r, et le c u̇r comporte une cible de spallation.
Le pilotage de ce système peut se faire de façon connue à l'art intérieur, par exemple avec les barres de contrôle ainsi que selon des propositions innovant avec l'autre accélérateur (l'énergie fournie par réseau).
La présente invention est susceptible de s'appliquer à tout type de réacteur nucléaire, dès lors que pendant au moins une partie de son cycle de fonctionnement, il est apte à fonctionner dans un état sous-critique, rendu critique par apport de neutrons extérieurs produit à partir de particules chargées accélérées. Ainsi le réacteur peut être rapide ou à neutrons thermiques. Il peut aussi avoir un fonctionnement critique pendant la plus grande partie de son fonctionnement, et n'avoir un fonctionnement souscritique tel que décrit ci-dessus que de manière temporaire ou occasionnelle.
De fait, l'invention s'applique pour tout type de réacteur nucléaire sous-critique alimenté au moyen d'une source extérieure présentant une valeur optimale de rendement dans sa production de neutrons, et utilisant un accélérateur de particules permettant de commander l'énergie des particules.
Pour utiliser l'invention dans un système nucléaire hybride couplé, seules deux conditions sont requises : d'une part que les réactions nucléaires produisant les neutrons s'effectuent selon une courbe globale présentant une valeur maximale de rendement, comme c'est notamment le cas pour la spallation et les réactions photo-nucléaires considérées globalement ; et d'autre part que l'accélérateur utilisé puisse, de manière directe ou indirecte, être piloté en énergie des particules à l'intensité constante du faisceau. Tout c u̇r de réacteur auquel on adjoint, fut-ce de manière temporaire, une source de neutrons extérieurs est à considérer comme un système nucléaire hybride.
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront avec la description effectuée cidessous à titre illustratif et non limitatif en faisant référence aux figures ci-jointes sur lesquelles :
Les figures la et lb, déjà décrites, sont des schémas fonctionnels de systèmes hybrides nucléaires, la figure 2, déjà décrite, est un diagramme représentant les relations entre l'intensité de la source de neutrons de spallations et la puissance du c u̇r d'un réacteur nucléaire pour différents systèmes hybrides, la figure 3 est un diagramme 300 représentant, selon l'axe des ordonnées 302, la variation du courant de particules émis par un accélérateur en fonction de l'énergie EpMax.(axe des abscisses 304) de ces particules, la figure 3a est un diagramme relatif au courant Ip des particules produites par un accélérateur en fonction de l'énergie de ces particules pour la puissance consommée par accélérateur fixe, la figure 3b est un diagramme relatif au rendement de production de neutrons pour des différentes combinaisons de l'énergie des particules générant ces neutrons et l'intensité du faisceau, ces combinaisons sont définies à condition que la puissance consommée par accélérateur fixe, la figure 4 est un diagramme comparant l'augmentation en puissance d'un système nucléaire couplé selon l'art antérieur et selon l'invention , Les figures 5a et 5b sont des diagrammes représentant le nombre de neutrons extérieurs produits normé par l'énergie ayant servi à les produire (axe y), en fonction de l'énergie des particules incidentes (axe x)une application de deux modes de réalisation de l'invention : avec des réactions de spallation pour la figure 5a, et avec des réactions photonucléaires pour la r=figure 5b, Les figures 6a, 6b, 6c et 6d sont des diagrammes relatifs à l'efficacité d'un procédé conforme à l'invention.
Description détaillée du mode de réalisation préférentiel :
Système hybride à sel fondu avec source de spallation.
Dans cet exemple de réalisation de l'invention cidessus présenté pour un système couplé ACS avec le c u̇r à sel fondu (à spectre rapide avec combustible circulant à support Thorium). Nous allons supposer que le rendement d'accélérateur ȧ ne dépend pas de l'énergie Ep. Dans cette condition, l'énergie des particules chargées est proportionnelle à la puissance élabore. Etant donné, que cette dernière est proportionnelle à la puissance consommée par accélérateur et en normalisant par rapport la puissance nominale, obtenons l'énergie des particules incidentes :
Pour combustible Thorium la probabilité de fission du principal isotope fissile Uranium-233 dépend peu de l'énergie des neutrons, on peu considérer l'importance des neutrons constante et égale à 1 : * = 1.
La puissance du c u̇r Pc dans un nouvel état d'équilibre (après insertion de réactivité PTOP) peut être trouvée à partir de l'expression:
On décrit des effets de contre-réactions dans le c u̇r par un modèle linéaire : PFB = AFB Pc, où AFB est le coefficient de contre-réaction.
Nous allons considérer que pour la production des neutrons on utilise la réaction de spallation par des protons de haute énergie (~1 GeV). Le rendement des neutrons par un proton incident dans une cible de plomb (de la taille : diamètre D = 20cm et longueur L = 60cm, Ep égale 0,8 à 8 GeV) peut être exprimé par la formule empirique, présenté dans le document de Pankratov et al. "Secondary Neutron Yields from Thick Pb and W Targets Irradiated by Protons with Energy 0.8 and 1.6 GeV". Proceedings of the Second International Conférence on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, Kalmar, Sweden, V2 (1996), PP. 694-697:
où Ep est mesuré en Gev et les paramètres empiriques a et b sont : a = 8,2 ; b = 29,3.
Comme c'est indiqué sur la Figure 5, la production de neutrons est optimale pour l'énergie égale: Ep=(4a/b)4/3 = 1,16 GeV. Si l'on choisi cette énergie comme l'énergie nominale des protons, en cas d'augmentation de la puissance du c u̇r la source extérieure n'arrivera plus à créer la quantité des neutrons de façon que la production de neutrons soit suffisant pour soutenir l'état critique de balance de neutrons dans le système (neutrons de fission plus neutrons externes). On peut dire que le système (on va l'appeler DENNY - Delayed Enhanced Netronics with Nonlinear neutron Yield) a un nouvel effet de contre-réaction à la Doppler pour la partie accélérateur ( effet Yn ) , qui peut aussi être utilisé pour amélioration de la sûreté.
Pour illustrer la grandeur de l' effet Yn faisons-nous au titre d'exemple la comparaison de deux systèmes : d'un ACS avec la dépendance linéaire (art intérieur) entre l'intensité de la source et d'un DENNY (l'invention). Pour décrire l'efficacité de l' effet Y introduisons le paramètre = PDENNY/PACS - le rapport des puissances asymptotiques du DENNY et du ACS (DEN) après avoir introduire la même valeur de la réactivité pTOP. Le fait que <1 signifie que la puissance asymptotique dans le DENNY est moins importante par rapport à celle du ACS.
Les résultats de calcul de en fonction des paramètres ro et PTOP sont présentés sur la Figure 6. Trois valeurs d'énergie nominale ont été choisies . Epnom = 1.16 GeV (a) , Epnom = 1.TECHNICAL FIELD The present invention relates to a method for controlling a subcritical hybrid nuclear system having a controlled source of external neutrons and to a device implementing this method, in particular for improving the safety of hybrid nuclear systems, they are used for the production of energy and / or the transmutation of certain transuranic chemical elements present in the nuclear waste (incineration of waste).
It also relates to a hybrid nuclear system using this method.
State of the art The control of the nuclear reaction implemented in a nuclear power plant and the limitation of the quantity of waste produced by this reaction are two major problems of the nuclear industry, these problems of safety and waste production varying in nature. function of the system used to exploit the nuclear reaction.
For this purpose, it should be recalled that these systems can be classified according to their criticality, a system being qualified as critical when the number of neutrons emitted by fuel fission
absorption and leakage.
In this case, the number of fissions observed during successive time intervals remains constant, the criticality being the expression of an exact equilibrium between the fission neutron productions and the disappearances of neutrons by absorption and by leakage.
Conversely, a system is described as subcritical when the number of neutrons emitted by fission is lower than the number of neutrons disappearing by absorption and by leakage. In this case, the number of fissions observed during successive time intervals decreases and the nuclear reaction decreases in intensity.
The behavior of these systems is generally characterized by the multiplication factor k which represents the average value of the number of new fissions induced by the neutrons resulting from an initial fission. It can be expressed, for a given time interval, by the ratio between the number of neutrons produced by fissions and the number of neutrons disappeared. In the case where this coefficient takes account of neutron leakage to nearby fuel assemblies or out of the reactor, it is called effective and noted keff. For a subcritical reactor, keff is less than 1, but close to 1 (typically of the order of 0.95 to 0.995). For a critical reactor, keff is equal to 1.
Its variations around the critical value of 1 are represented by the reactivity, size without dimension defined by:
Its value being very small, it is generally expressed in one hundred thousandths, taking for unit the pcm (per hundred thousand). In a reactor, the reactivity is zero when it is critical, positive if it is supercritical and negative if it is
A subcritical reactor must use an external source of neutrons to maintain the nuclear reaction. Since this external neutron source must be intense, it is generally performed by nuclear reactions, essentially spallation, induced by the impact of charged particles of high energy (0.6 to 1.2 GeV), usually protons or deuterons. , on a target preferably composed of heavy elements such as lead, bismuth or uranium.These external neutrons must, however, have an energy of the same order of magnitude as the neutrons sustaining the reaction of the core in order to have optimal efficiency, which is easy to achieve with spallation neutrons; if they are too fast, they can be slowed by techniques known to those skilled in the art.
The spallation target is generally in the form of a lead-bismuth liquid contained in a reservoir placed in the center of the core in order to optimize the probability of reaction with the combustible material. This mixture behaves from the point of view of the generation of neutrons such as lead, but has the advantage of greater ability to liquefaction under the effect of the energy deposited by the particle beam (lower liquefaction temperature ). The use of a lead-bismuth target improves the thermal behavior of this target for the nominal operation of the reactor. If the dimensions of this target are sufficient, we can estimate that a proton of 1 GeV projected on a target lead or lead-bismuth can thus generate 20 to 25 neutrons usable by the reactor.
The protons can be accelerated by any means able to impart to them an energy of the order of a few tens of megaelectronvolts (MeV) to a few tens of gigaelectronvolts (GeV). These means generally comprise an accelerator located outside the reactor, whose beam is directed to the spallation target located in the heart.
Apart from spallation, any other neutron source may be suitable. By way of example, there may be mentioned photo-nuclear reactions whose conversion efficiency is much lower than the spallation reactions. In these two cases, the neutrons produced have a comparable energy, adequate for the operation of a hybrid system.
The photonuclear reactions are here considered globally, ie composed of two successive reactions. The first is a Bremsstrahlung reaction, where electrons react to give rise to high energy photons in a linear cross section as a function of electron energy. The energy spectrum of the photons produced is very wide, between zero and the energy of the incident electrons. The second reaction produced is the photo-nuclear reaction itself, this second reaction involving phenomena similar to a spallation reaction.
These photonuclear reactions deliver lower product neutron intensities (currently up to about 5.1016 neutrons / sec, while spallation allows up to 1018 neutrons / sec). However, they involve much lower costs for the generation and acceleration of electrons (investment of the installation about ten times less), and for use due to high reliability and lower level of qualification of the personnel. The installation will be much more compact, but the energy consumption per neutron produced will be about thirty times higher.
Hybrid reactors are a priori known for their ability to receive part of the nuclear waste, in particular long-lived radioactive elements such as transuranic elements or certain fission products, in order to incinerate them (that is to say the transmute into stable or short-lived radioactive nuclei). However, the introduction of the transuranic elements leads to a serious degradation of certain properties very important for the safety of the nuclear reactor, particularly a decrease in the fraction of delayed neutrons and a decrease in the Doppler effect.
This Doppler effect is due to the variation of the relative velocity of a neutron moving in the material with respect to the nuclei, which are not immobile but subject to thermal agitation. These small differences in relative velocity are generally negligible unless the cross-sections vary very sharply as a function of this relative neutron / core velocity, as is the case in the vicinity of the resonance peaks. A local increase in the fuel temperature of a nuclear reactor has the immediate effect of expanding the resonant neutron capture cross sections by a certain amount of energy and thus of locally reducing the neutron flux. More neutrons are captured and therefore those that are available for new fissions are fewer.
In this case, the Doppler effect is characterized by a negative coefficient and helps to make the nuclear systems intrinsically safe.
Among the effects acting on the reactivity of a reactor, the Doppler effect is the fastest and the most sensitive. It constitutes a self-stabilizing factor essential to the regulation of the reactor because it is spontaneous and all the more powerful that the perturbation (variation of the temperature) which created it is more important.
In a nuclear reactor the vast majority of fission reactions give rise immediately to the emission of some neutrons; but a very small number of these reactions (less than 1% of the neutrons emitted) are said to be delayed because they are emitted by fragments of fission with a delay of some
offset in time, ultimately allow the control of the reactors. This fraction of delayed neutrons is designated by beta (typically of the order of 0.65% for fuel based on uranium 235).
The value of the delayed neutron fraction 0 is extremely important for the safety and for the control of a nuclear reactor, since this parameter (with the average time of appearance of the delayed neutrons) defines the clean reactor period. This must be large enough to allow control of the system.
This significant degradation of the safety parameters described above (Doppler coefficient and delayed neutron fraction) makes the transmutation of nuclear waste in conventional critical reactors very problematic. It acts very differently depending on the functional type to which the system is attached, so that each has its own defects and qualities.
To this end, it is recalled that the subcritical nuclear systems can be functionally divided into two types schematized below using FIGS. 1a and 1b, on which is represented a reactor 102, under the subcritical regime, receiving external neutrons 104 produced by nuclear reaction (especially spallation) on a target 108 using a charged particle beam 106 (for example protons) from an accelerator 100, powered by the electrical network 110. This same network receives by elsewhere the electrical energy produced from the heat generated by the subcritical reactor 102.
According to a first type of decoupled system or, in English, the Accelerator Driven System (ADS) (Figure la), the intensity of the external source of neutrons is independent of the power of the heart, and the energy required for feeding from this source is taken from an electrical network as shown in Figure la. In this system it is the intensity of the external source that defines the power of the nuclear facility, and the subcritical core serves only to amplify the external neutrons and the energy deposited via the fission reaction. In such systems the level of subcriticality is predetermined in the nominal state, for example depending on the safety conditions that are fixed, the fuel, the desired thermal power. It can be adjusted during operation of the reactor. The intensity of the particle beam is predetermined according to the operating conditions required by the reactor, and then adjusted during operation by an operator.
However, given their high level of subscriptiveness, decoupled ADS systems need a large source of neutrons. This requires the use of powerful accelerators, which is economically disadvantageous because such accelerators greatly increase the cost of installation, but also its operating cost by consuming a large fraction of the electric power produced (from a few cents up to 10%).
With regard to safety, there is no constraint, either on the value of the Doppler coefficient or on the fraction of delayed neutrons, if the level of subcriticality is large enough to avoid all the negative consequences related to the variation possible multiplication factor of neutrons keff (reactivity accident). Nevertheless, there is a risk of a specific accident for decoupled ADS systems: the accidental insertion of the maximum current of the proton beam, which is possible whatever the power of the heart because of the feeding of the accelerator by the network .
According to a second type of so-called coupled system, or in English, Accelerator Coupled System (ACS) or Delayed Enhanced Neutronics (DEN) (FIG. 1b), the intensity of the external neutron source depends directly on the power of the core and it is chosen in real-time so that the whole system is in a critical state. In such systems, the safety depends in particular on the following parameters: feedback coefficients, delayed neutron fraction and sub-criticality level. The reactor can no longer be operated as in the previous case by action of the reactor. operator on the correspondence between the power of the heart and the intensity of the external source of neutrons; here, the control will be carried out by other means such as for example the reactor control rods, or a modification of the fraction of the power of the core assigned to the supply of the accelerator, or the addition possible second external neutron source (optional), much lower power.
A major difference between these two systems is that, in a coupled system (ACS), the amount of external neutron produced is predetermined in order to maintain the chain reaction in the core, while in a decoupled system (ADS) ), this intensity varies in real time in order to obtain the exact value of the desired power for the reactor.
In coupled systems the external source of neutrons, naturally or artificially delayed compared to the fission rate in the heart, can replace a delayed neutron deficiency. This possibility of supplementing these by an external source gives rise to the concept of a reactor where a group of retarded neutrons is artificially created ("The Neutron Potential of Nuclear Power for Long Term Radioactivity Risk Reduction", by M. Salvatores, I Slessarev, M. Uematsu, A. Chistiakov, Proc GLOBAL-95 Int.Conf, Versailles, France, September 11-14, 1995, v1, p.686).
To accentuate the coupling between the core and the accelerator, A. Gandini, M. Salvatores and I. Slessarev proposed in the document Coupling of reactor power with accelerator current in ADS Systems Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 7-11 June 1999, Prague and Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000) to use for the supply of the accelerator a fixed part f of the energy produced by the same hybrid system, in this case the reactor . Such an embodiment of a hybrid system ensures the intrinsic shutdown of the external source of neutrons in the case of thermo-hydraulic failures; however, it does not protect against a possible criticality incident.
The entire nuclear system constituted by the nuclear reactor, the accelerator, the target and all the ancillary means ensuring their functional cooperation then behaves like a critical reactor which it has all the functional advantages, and in particular the benefit of the effects of known internal counter-reactions for the latter (eg the Doppler effect, the expansion of the nuclear fuel, etc.), the list of which depends on the embodiments of the nuclear reactor in question.
Studies of hybrid systems, whose concepts are presented above, have shown that they have different kinetics, especially during accidental situations (eg control bar extraction, spallation target window break, circulation pump failure, etc ...) not protected by human intervention or control and control automation. As a result, unprotected transients occur differently in systems, which has a large impact on safety. With regard to the latter, each of the two hybrid systems has its advantages and disadvantages. For example, the behavior of coupled systems (ACS) is preferable from the point of view of thermo-hydraulic accidents, on the other hand, decoupled hybrid systems ( ADS) better support reactivity accidents (accidental keff increase of the system). It is therefore advantageous to combine advantages of two types of systems.
The advantages and disadvantages of these two functional types of hybrid systems are studied in the document The accelerator coupled system dynamics of A. D'angelo et al., Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 2001, but also and especially in the document Coupling A. Gandini, M. Salvatores and I. Slessarev, ADS Systems, Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications Conference, 7-11 June 1999, Prague and Annals of Nuclear Energy, 27 (13) 1147 (2000) ).
They are shown diagrammatically in FIG. 2 in which the ordinate axis 200 represents the intensity of a source of charged particles and the abscissa axis 202 represents the power of the core of the nuclear reactor.
For a decoupled ADS system, the intensity of the source is constant regardless of the power of the heart. In particular, for a power of the core higher than the nominal power Pn, the intensity of the source does not increase, which limits any uncontrolled increase in the power supplied by the core.
Such a hypothetical embodiment, however, has a major disadvantage related to a possible electronic or human failure control of the particle accelerator. In this case, dangerous thermo-hydraulic accidents are possible.
For an ACS coupled system (DEN), the intensity of the source varies proportionally with the power of the heart. Thus, for a core power greater than the nominal power Pn, the increase in power of the core induces a proportional increase in the intensity of the neutron source.
Such coupled systems, which have the advantages of critical systems, also have the disadvantages. With regard to possible unprotected reactivity accidents, the asymptotic equilibrium values are defined by the counter-reaction effects. The latter being degraded (as in the case of transmutation of waste) the safety also decreases.
The object of the invention is to provide an ACS system whose ideal behavior in the case of an unprotected accident would be: below its nominal power, the behavior of an ACS system as known, and above its power nominal, the behavior of an ADS system as known. In any case, the invention aims to provide a new control method that intrinsically improves the safety of a coupled system.
The present invention aims to provide a system combining the security advantages of intrinsically coupled systems, ie without requiring manual or automatic intervention.
The present invention results from the observation that, for a known accelerator of particles of a hybrid system, the intensity of the source is supposed to be proportional to the power of the reactor.
However, if the intensity of the neutron source was not proportional to the power of the reactor, this intensity could increase less than the increase in power of the reactor so that the source could no longer support this rise power of the heart of the reactor.
On the other hand, even in the absence of such a proportionality between the power of the source and the power of the reactor, one could keep the advantage linked to the fact that the decrease of the power of the heart would result in the decrease of intensity of the power of the source. the source of neutrons.
Such a coupled hybrid system with a non-proportional interdependence between the intensity of the external source and the power of the heart would have asymptotic values of limited power and temperature. This dependence relation proposed above on the asymptotic state of the system would be homologous to that of the Doppler effect. That's why we're going to call it Doppler effect for the accelerator part of an ACS. Nevertheless, unlike the Doppler effect itself, such a Doppler effect is not affected by the presence of minor actinides.
In addition, the invention aims alternately to extend the reactor cycle and reduce the amount of waste generated by a nuclear power plant.
In fact, the amount of waste produced by a nuclear power plant is proportional to the rate of combustion of its fuel, this rate being lower when the safety threshold applied to an accidental transient is high.
Therefore, by providing a nuclear system with an intrinsically higher degree of safety, the invention makes it possible to maintain, for a nuclear system, an identical degree of safety with a higher burn rate, potentially reducing the amount of waste. produced by an industrial type reactor, such as those used for the production of electricity.
The present invention thus aims to remedy the various problems mentioned below, by allowing a self-regulated and reliable operation of a coupled system even in the presence of a large amount of actinides, which makes it possible to secure a nuclear system intrinsically. and, therefore, to use nuclear fuels with a higher utilization rate, or to recycle nuclear fuel.
To achieve this, the invention is based not only on the choice of an operating point minimizing the energy required for the production of neutrons, but more fundamentally on how to adjust the number of neutrons produced to drive the neutron. reactor and in particular to adapt at any time to a desired power, this setting being effected by controlling either the intensity of the particle beam but the energy of each of these particles.
This choice of the operating point (which is the choice of the operating energy) naturally aims to maximize the energy efficiency of the nuclear installation by minimizing the energy cost of producing a neutron. It is consistent, in the most general embodiment of the invention, with what is established in the case of spallation reactions by the document Neutron production in bombardments of thin and thick W, Hg, Pb targets by 0.4, 0.8 , 1.2, 1.8 and 2.5 GeV protons of A Letourneau, J. Galin, F. Goldenbaum et al in Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 170 (2000) pp. In particular, the section 4.4 The Neutron Economy states that there is an optimum value EMaxp of accelerated particle energy (in the range 0.8 to 1 GeV for the experiment mentioned), for which the number neutron produced by an incident proton (Yn neutron yield) is optimal. If we plot the curve of the number of neutrons produced, which is normalized by the energy used to produce them (Fig. 16, page 319), we observe the existence of a peak value corresponding to the optimum particle energy. EMaxp.
The existence of this maximum is related to the fact that at low energy a large fraction of the energy of the incident beam is lost for ionization. At very high energy a part of the energy is lost in the form of production of other particles than neutrons (essentially pions). In addition, for a target whose dimensions are fixed, increasing the energy of the incident particles increases the probability of leakage of the neutron-producing particles and thereby decreases the neutron yield in the target.
A second, more comprehensive document reaches the same conclusions, by locating EMaxp between 1 and 1.5 GeV in the context of Pb and W-plate targets, with a subscritical assembly of natural uranium moderated by water (Nuclear data at high energy: S. Leray's experiment, theory and applications, CEA / DAPNIA / SPHN-00-67 report and reading at the Workshop on Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors: Physics, Design and Safety, ICTP Trieste, Italy, March 13 / April 14, 2000.
We have seen that the photonuclear reactions are here considered globally, ie composed of two successive reactions. The first is a Bremsstrahlung reaction, where electrons react to give rise to high energy photons in a linear cross section as a function of electron energy. The second reaction produced is the photo-nuclear reaction itself, this second reaction involving phenomena similar to a spallation reaction. The set of these two successive reactions has a global curve similar to that of a spallation, but with substantially different numerical values (in particular for EMaxp as shown in FIGS. 5a and 5b.
This existence property of optimal energy, although known, does not have a proper name. We will call it the neutron efficiency effect or Yn effect or the Doppler effect for the accelerator part of a hybrid system.
We are therefore justified in illustrating the general case of the production of neutrons by charged particles using the well-known special case of proton-induced spallation.
In reality, for the devices according to the prior art, the adjustment of the accelerator in an ACS is done by acting on the intensity of the beam Ip, at the constant energy of the particles, which has various advantages for man of the art: the acceleration and deflection structures of the beam being preset, it was possible to choose for these preliminary settings (parameterization) operating conditions - corresponding to better energy efficiency. The essence of the invention consists, after having chosen the operating point minimizing the energy required for the production of neutrons, to continuously adjust the particle accelerator not by the intensity of the beam as in the prior art , but by the energy of the emitted particles.
More generally, the contribution of external neutrons varies according to the energy of the incident particles Ep loaded according to a curve of FIG. 8 of the Leray document. As the energy Ep increases, the number of neutrons grows rapidly in a first step beyond the threshold of reaction. Then, beyond the energy EMaxp, continues to grow but less rapidly. The shape of this curve corresponding to that of FIG. 8 of the Leray document. If we standardize this curve by dividing the number of neutrons produced by the energy used to produce them, we obtain Figure 5 clearly showing a maximum, the shape of this curve corresponding to that of FIG. 16 of A. Letourneau et al., And in FIG. These curves in Figure 5 are found with the same general shape, regardless of the reaction chosen to produce neutrons from charged particles (eg protons, deuterons, electrons). Only the numerical values vary, in particular that of the optimal energy of the EMaxp particles.
For good realization of the invention, in practice it is necessary to take into account not only the yield of neutrons per incident particle and its energy Ep but also the importance of neutrons * (value, which describes the importance of the external neutrons with respect to to the neutrons of the core) and the efficiency of the accelerator ȧ (value, which describes the charged particle energy ratio Ep and the energy E that the accelerator consumes to accelerate this particle).
In order to find the optimum energy EMaxp of the particles, the power consumed in the particle accelerator (-Pcons) is kept constant, while simultaneously varying the energy of the particles and the intensity of the particle beam, as shown on FIG. Figure 3a.
In practice, this value of the power Pcons will be chosen so that the power of the nuclear reactor is equal to the set value that was initially fixed. The experiment shows, in all cases, an optimal energy EMaxp of the production of neutrons.
The invention therefore consists of:
1. to determine the operating conditions in which it is desired to operate the nuclear reactor: level of sub-criticality (ro), consumable power to be produced (thermal Pth or electric Pe1 = ė1Pth where ė1 is the electrical efficiency of the installation) quantity and nature of the fuel; it is a know-how common to the skilled person, and which does not call any particular comment. The preferred embodiment of coupling between the subcritical core and the accelerator is as in the document by A. Gandini, M. Salvatores and I. Slessarev, ie a fixed fraction f of the power produced by the system is consumed to power the accelerator 2. from these conditions, determine the operating parameters of the accelerator as follows:
a - determining the optimum energy EMaxp of the charged particles, which verifies the expression:
This formula takes into account the possible dependencies of the energy of the incident particles Ep of the Y neutron yield, the importance of neutrons *, the efficiency of the accelerator ȧ.
b - choose the operating energy (nominal energy) Enomp equal to or greater than the optimum energy EMaxp:
Enomp = EMaxp + Ėp, Ėp 0 (2) The reason and the means of choice of Ėp will be explained later.
c - The nominal intensity of the charged particle beam, necessary to obtain the nominal power of the Pnomth reactor as a function of the nominal energy Enomp, the efficiency of neutrons Yn (Enomp), the efficiency of the accelerator ȧ (Enomp) is determined. ) and the importance of neutrons * (Enomp) for Enomp:
as well as the fraction of the power produced Pei, consumed by the accelerator:
3. to fix the fraction f of the consumable power produced by accelerator as well as the intensity of the incident particle beam at nominal values described by the formulas (3) and (4) 4. to adjust the number of external neutrons acting on the energy of the particles Ep at constant intensity of the beam, as a function of the operating fluctuations of the power of the nuclear reactor, according to the expression determining the variation of the energy:
Explain the formulas and approach presented above.
The energy E, which must be spent to accelerate a particle up to the energy Ep, depends on the efficiency of the accelerator ȧ: E = Ep / ȧ. The efficiency itself can be dependent on the energy up to which charged particles ȧ = ȧ (EP) are accelerated. So the power, consumed for acceleration of Ip particles per second, can be expressed:
Taking into account that an incident particle of the energy EP creates on average Yn neutrons, the intensity of the neutron source will be related to the current value of the beam:
The thermal energy Eth, created in a subcritical core by an external neutron absorbed therein, is:
where r0 = (1-keff) / keff is the level of subcriticality; is the importance of neutrons: Efis is the energy delivered during an act of fission; v is the average number of fission neutrons. The importance of neutrons, too, can be the function of the energy of the incident particles, that is to say * = * (Ep).
The thermal power of the subcritical core (if we do not take into account energy released in the target) -is:
Assuming that the power consumed Pcons is fixed, choose the optimal energy of charged particles Ep = EMaxp so that the power of the core is maximum. This condition means that dPth (EMaxp) / dEp = 0, d Pth (Emaxp) / dE2p 0. When this value exists, the optimal energy will be defined by the expression (1).
In rare cases, it is possible that this optimum point visible in Figure 5a is not very marked, due to a very low slope at the highest particle energies, and possibly inaccurate measurements. In this case, it is possible to accentuate this maximum, and therefore the Yn effect, by optimizing the geometry, for example in the sense of an increase in the losses of incident particles in the target. Although this decreases the production efficiency of neutrons, we can benefit more from the Yn effect. It is also possible to increase the Yn effect by modifying the target, either by reducing its size, or by surrounding it with a possible buffer, as transparent as possible to the neutrons already created and whose neutron conversion efficiency is lower than that of the target, either by a combination of these two conditions. This conversion efficiency must be as low as possible, and preferably less than half the conversion efficiency of the target itself.
In the particular case of photonuclear reactions, FIG. 5b shows, by way of example, that the curve shapes are generally the same, with three configurations corresponding to: curve A (top): uranium target 238, in the form of a pellet cylindrical axis of symmetry coincides with the axis of the particle beam, this pellet having a diameter of 4 cm and a height of 4 cm, this target being surrounded by an absorbent lead buffer, cylinder-shaped axis of symmetry confused with the axis of the particle beam, this cylinder having a diameter of 40 cm and a height of 80 cm, and having an axial bore of 4 cm allowing the beam to reach the target itself located in the center of this damping cylinder, - curve B (in the middle): uranium target 238, in the form of a cylindrical pellet having an axis of symmetry coinciding with the axis of the particle beam, this pellet having a diameter of 4 cm and a height of 2 cm , this target being surrounded It has an absorbent lead buffer identical to that of configuration A, curve C (bottom): uranium target 238 conforming to that of configuration B, and no absorbing buffer. We note, however, that the curve A has a quasi absence of maximum. In such cases, a maximum can be shown by the same target changes as previously seen for spallation reactions.
This mode of control by the energy of the particles from the accelerator leads to the external source of neutrons being no longer exactly proportional to the power of the heart. There is a new Doppler feedback effect for the accelerator portion of the coupled hybrid system, which stabilizes the power of the system during unprotected transients.
An advantage of the invention can be illustrated by considering a sudden power variation in a nuclear system, for example in the sense of an increase in the neutrons produced.
In this case, it results in an increase in heat released in the heart, and then the electrical energy that powers the accelerator.
To this, the ACS systems according to the prior art responded by an action increasing the intensity of the proton beam, which made the number of external neutrons grow relatively rapidly, in accordance with the curve 404 of FIG. the invention a sudden increase in the power in the heart, the system according to the invention responds with an increase in the energy of the particles according to the curve 406 of FIG. 4.
In other words, the ramp-up of the reactor is slower and, given self-regulating effects such as the Doppler effect, the final value of the reactor power will be lower, compared with the prior art.
Thus, by regulating an ACS system by the energy of the accelerator particles, this system is provided with an additional means for the intrinsic safety that other counter-reaction effects known in the interior art since, in case uncontrolled increase of the power of the core beyond the nominal operating point (corresponding to the initial conditions), the energy of the incident particles increases sufficiently to exclude this operating point from its optimum value, corresponding to the maximum efficiency of the conversion. Thus the number of neutrons increases in all cases much less rapidly than it would in the case of an ACS system regulated by the intensity of the charged particle beam. Therefore, the increase in power of the reactor is at the times slower and significantly more limited in amplitude than for the ACS systems according to the prior art.
Moreover, we note that the evolution of the two systems tends to distinct limit powers, namely a power known for an ACS system regulated by the intensity of the particle beam, and a Pinv power such as Pinv <Known for a system according to the invention, ie an ACS system regulated by the energy of the particles.
As we have seen, Figure 5, in addition to highlighting a value maximizing the yield of nuclear reactions producing neutrons. It also makes it possible to graphically define three operating regimes of the neutron source for presenting the invention. These regimes are determined by values of the energy of the particles Ep, and correspond to different responses of the yields of the nuclear reactions producing neutrons to possible fluctuations of the power of the heart and, consequently, to the energy Ep.
1 - a first zone, called dangerous, appears for an accelerator generating particles provided with energy from the energy of the threshold of the reaction and lower than EpMax, which in our example corresponds to 1.16 GeV. When the energy of the particles is lower than EpMax, on the one hand the yield is low, especially as one moves away from EpMax. In addition, a slight fluctuation of the energy of the particles induces a very strong fluctuation of the number of neutrons produced, which makes the piloting of the hybrid system very delicate.
2 - a second zone, called potential instability, is located near the optimum of the accelerator. The yield of nuclear reactions producing neutrons is optimal, which optimizes the energy balance of the hybrid system. However this diet can switch to the dangerous diet. In terms of safety, an evolution towards the dangerous regime does not compromise the safety of the system because this evolution occurs during a drop of power produced by the reactor.
In other words, the system can become unstable relative to negative fluctuations in power, which is undesirable for system control.
To avoid this effect, it is better, according to a preferred embodiment of the invention, to choose Ep nom = EP Max + Ėp, where the value Epnom is chosen to be greater than possible negative fluctuations in the power of the reactor in the normal operating regime of the reactor, that is to say, choose the operating point at a value of energy of the particles greater than the nominal energy Ep name but choosing from this nominal value Epnom a deviation As low as possible, low enough for the number of neutrons generated to be normalized by the energy used to produce them (curve 5) to have a very small variation when the energy of the particles varies.
3 - a third zone, called the Doppler effect zone, corresponds to a zone where the yield of nuclear reactions producing neutrons is very close to its optimum value, but decreases as the required power increases. This negative slope of the curve of FIG. 5 tends to limit the number of neutrons during an unwanted transient increasing this number of neutrons: the regulating effect of the invention, which acts in the same direction as the Doppler effect, and which is particularly advantageous when the presence of actinides reduces the influence of this Doppler effect.
The invention also relates to a coupled hybrid nuclear system (ACS), comprising a nuclear reactor operating in a subcritical regime, an external neutron source, this source comprising an accelerated charged particle beam, the neutron source providing the quantity of neutrons. necessary for the maintenance of the nuclear reaction, and means capable of generating electricity from the heat produced by the nuclear core, this system being characterized in that the number of neutrons induced by the accelerator is controlled by acting on the energy Ep of the particles, at constant intensity of the particle beam. An example of such an embodiment is provided as a detailed description of the preferred embodiment.
Preferably, the particles are protons beamed in the center of the heart, and the core includes a spallation target.
The control of this system can be done in a manner known to the interior art, for example with the control rods as well as innovative proposals with the other accelerator (energy supplied by network).
The present invention is applicable to any type of nuclear reactor, since during at least a part of its operating cycle, it is able to operate in a sub-critical state, made critical by the supply of external neutrons. from accelerated charged particles. Thus the reactor can be fast or with thermal neutrons. It can also have critical operation during most of its operation, and have subcritical operation as described above only temporarily or occasionally.
In fact, the invention applies to any type of sub-critical nuclear reactor powered by an external source having an optimum value of output in its production of neutrons, and using a particle accelerator to control the energy particles.
To use the invention in a coupled hybrid nuclear system, only two conditions are required: on the one hand that the nuclear reactions producing the neutrons are carried out according to an overall curve having a maximum value of yield, as is particularly the case for spallation and photo-nuclear reactions considered globally; and secondly that the accelerator used can, directly or indirectly, be controlled energy particles at constant beam intensity. Any reactor reactor to which a temporary external source of neutrons is added is to be considered a hybrid nuclear system.
Other features and advantages of the invention will become apparent with the description given below by way of nonlimiting illustration with reference to the attached figures in which:
FIGS. 1a and 1b, already described, are functional diagrams of nuclear hybrid systems, FIG. 2, already described, is a diagram representing the relations between the intensity of the spallation neutron source and the power of the core of a nuclear reactor for different hybrid systems, FIG. 3 is a diagram 300 representing, along the ordinate axis 302, the variation of the particle stream emitted by an accelerator as a function of the energy EpMax (abscissa axis 304) of these particles, FIG. 3a is a diagram relating to the current Ip of the particles produced by an accelerator as a function of the energy of these particles for the power consumed by fixed accelerator, FIG. 3b is a diagram relating to the production efficiency of neutrons for different combinations of the energy of the particles generating these neutrons and the intensity of the beam, these combinations are defined provided that the power FIG. 4 is a diagram comparing the increase in power of a coupled nuclear system according to the prior art and according to the invention. FIGS. 5a and 5b are diagrams representing the number of external neutrons produced. normed by the energy used to produce them (y-axis), as a function of the energy of the incident particles (x-axis) an application of two embodiments of the invention: with spallation reactions for FIG. 5a, and with photonuclear reactions for r = FIG. 5b, FIGS. 6a, 6b, 6c and 6d are diagrams relating to the efficiency of a process according to the invention.
Detailed description of the preferred embodiment:
Hybrid salt system with spallation source.
In this exemplary embodiment of the invention presented for a coupled system ACS with the molten salt core (fast spectrum with circulating fuel with Thorium support). We will assume that the accelerator efficiency ȧ does not depend on the energy Ep. In this condition, the energy of the charged particles is proportional to the power produced. Given that the latter is proportional to the power consumed by accelerator and normalizing with respect to the nominal power, let us obtain the energy of the incident particles:
For Thorium fuel the probability of fission of the main fissile isotope Uranium-233 depends little on the energy of neutrons, we can consider the importance of neutrons constant and equal to 1: * = 1.
The power of the heart Pc in a new state of equilibrium (after insertion of PTOP reactivity) can be found from the expression:
Feedback effects in the core are described by a linear model: PFB = AFB Pc, where AFB is the feedback coefficient.
We will consider that for the production of neutrons we use the spallation reaction by protons of high energy (~ 1 GeV). The neutron yield by an incident proton in a lead target (size: diameter D = 20cm and length L = 60cm, Ep equals 0.8 to 8 GeV) can be expressed by the empirical formula presented in the document Pankratov et al. "Secondary Neutron Yields from Thick Pb and W Targets Irradiated by Protons with Energy 0.8 and 1.6 GeV". Proceedings of the Second International Conference on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, Kalmar, Sweden, V2 (1996), PP. 694-697:
where Ep is measured in Gev and the empirical parameters a and b are: a = 8.2; b = 29.3.
As shown in Figure 5, neutron production is optimal for equal energy: Ep = (4a / b) 4/3 = 1.16 GeV. If we choose this energy as the nominal energy of the protons, in the event of an increase in the power of the core, the external source will no longer be able to create the quantity of neutrons so that the production of neutrons is sufficient to support the critical state of neutron balance in the system (fission neutrons plus external neutrons). We can say that the system (we will call it DENNY - Delayed Enhanced Netronics with Nonlinear Neutron Yield) has a new Doppler feedback effect for the accelerator part (Yn effect), which can also be used to improve security.
To illustrate the magnitude of the Yn effect, let us give as an example the comparison of two systems: an ACS with the linear dependence (interior art) between the intensity of the source and a DENNY (the invention). To describe the efficiency of the Y effect, we introduce the parameter = PDENNY / PACS - the ratio of the asymptotic powers of the DENNY and ACS (DEN) after introducing the same value of the pTOP reactivity. The fact that <1 means that the asymptotic power in the DENNY is smaller than that of the ACS.
The calculation results of the ro and PTOP parameters are shown in Figure 6. Three nominal energy values were chosen. Epnom = 1.16 GeV (a), Epnom = 1.
60 GeV (b) et Epnom = 0.80 GeV (c) . La comparaison de ces résultats permet donner les conclusions suivantes :
l' effet Yn augmente lorsque ro et Apre? augmentent.
Cet effet peut être important : jusqu'au 10 à 15% pour ro=5/3. L'augmentation de Apre? entraîne la saturation de cette tendance ; l' effet Yn devient plus important si l'énergie nominale des protons est augmentée au-delà de l'énergie optimale; dans l'exemple étudié, la valeur optimale d'énergie des particules Epmax = 1,16 GeV, est bien adaptée aux transitoires d'amplitude relativement faible, ce qui est lié à la dépendance non-linéaire.
L'efficacité relative de l' effet Yn vis à vis de l'effet Doppler dépend beaucoup des paramètres thermohydrauliques du système hybride. Pour estimer l'influence de ces paramètres, on peut examiner la dépendance de du paramètre AFB, qui décrit les effets de contre-réaction ainsi que les propriétés thermo-hydrauliques du système. Le résultat de calcul, présenté sur la Figure 6d montre, que l'effet de diminution de l'excursion de la puissance est moins important si le paramètre AFB s'accroît.60 GeV (b) and Epnom = 0.80 GeV (c). The comparison of these results gives the following conclusions:
the effect Yn increases when ro and Apre? increase.
This effect can be important: up to 10 to 15% for ro = 5/3. The increase of Apre? causes saturation of this tendency; the Yn effect becomes larger if the nominal energy of the protons is increased beyond the optimal energy; in the example studied, the optimum energy value of the particles Epmax = 1.16 GeV, is well adapted to transients of relatively low amplitude, which is related to the nonlinear dependence.
The relative efficiency of the Yn effect with respect to the Doppler effect is highly dependent on the thermohydraulic parameters of the hybrid system. To estimate the influence of these parameters, one can examine the dependence of the parameter AFB, which describes the feedback effects as well as the thermo-hydraulic properties of the system. The calculation result, shown in Figure 6d, shows that the effect of decreasing the power excursion is smaller if the AFB parameter increases.