FR2946454A1 - Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. - Google Patents
Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. Download PDFInfo
- Publication number
- FR2946454A1 FR2946454A1 FR0953770A FR0953770A FR2946454A1 FR 2946454 A1 FR2946454 A1 FR 2946454A1 FR 0953770 A FR0953770 A FR 0953770A FR 0953770 A FR0953770 A FR 0953770A FR 2946454 A1 FR2946454 A1 FR 2946454A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- linear power
- threshold
- power
- max
- determining
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 28
- 230000003993 interaction Effects 0.000 title claims abstract description 9
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 40
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- 230000009471 action Effects 0.000 claims abstract description 10
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 9
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 claims description 2
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 claims description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 38
- 230000006870 function Effects 0.000 description 17
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 12
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 6
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 6
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 3
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 3
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 2
- 230000001143 conditioned effect Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 2
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 238000012886 linear function Methods 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000013500 data storage Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N iodine Chemical compound II PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000000750 progressive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000000284 resting effect Effects 0.000 description 1
- 230000000930 thermomechanical effect Effects 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
La présente invention concerne un procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes consistant à déterminer la puissance linéique maximale (Pl max) des crayons combustibles et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps (dPlemax)/dt; déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique (dPlmax/dt) ; comparer ladite puissance linéique maximale (Pl max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (Pl max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
Description
PROCEDE DE DETERMINATION DE VALEURS LIMITES D'EXPLOITATION D'UN REACTEUR NUCLEAIRE POUR EVITER L'ENDOMMAGEMENT PAR INTERACTION PASTILLE-GAINE.
La présente invention concerne un procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement dû à l'interaction pastille-gaine. L'invention s'applique particulièrement, mais pas exclusivement aux 10 réacteurs nucléaire à eau pressurisée (REP). La figure 1 illustre schématiquement un tel réacteur nucléaire 1 à eau pressurisée qui comporte de façon classique : - un coeur 2, - des générateurs de vapeur 3 (un par boucle), un seul générateur de 15 vapeur étant représenté, - une turbine 4 couplée à un générateur 5 d'énergie électrique, et - un condenseur 6. Le réacteur 1 comprend également un circuit primaire 8 équipé de pompes 9 (une pompe par boucle), une seule pompe étant représentée, 20 dans lequel circule de l'eau sous pression, selon le trajet matérialisé par les flèches. Cette eau remonte notamment vers le coeur 2 pour y être réchauffée en assurant la réfrigération du coeur 2. L'eau assure également une fonction de modération, c'est-à-dire de ralentissement des neutrons produits par le combustible nucléaire. 25 Le circuit primaire 8 comprend en outre un pressuriseur 10 permettant de réguler la pression de l'eau circulant dans le circuit primaire 8. L'eau du circuit primaire 8 alimente également les générateurs de vapeur 3 où elle est refroidie en assurant la vaporisation d'eau circulant dans un circuit secondaire 12.
La vapeur produite par les générateurs 3 est canalisée par le circuit secondaire 12 vers la turbine 4 puis vers le condenseur 6 où cette vapeur est condensée par échange de chaleur indirect avec de l'eau de refroidissement circulant dans le condenseur 6.
Le circuit secondaire 12 comprend en aval du condenseur 6 une pompe 13 et un réchauffeur 14. Le coeur 2 comprend des assemblages combustibles 16 qui sont chargés dans une cuve 18. Un seul assemblage 16 est représenté sur la figure 1, mais le coeur comprend une pluralité d'assemblages 16.
Les assemblages combustibles 16 comportent des crayons de combustible nucléaire formés, de manière classique, d'une gaine en alliage, à base de zirconium, renfermant un empilement de pastilles de combustible nucléaire à base d'oxyde d'uranium ou d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium.
Le réacteur 2 comporte des grappes de contrôle 20 qui sont disposées dans la cuve 18 au-dessus de certains assemblages 16. Une seule grappe 20 est représentée sur la figure 1, mais le coeur 2 comporte plusieurs dizaines de grappes de contrôle 20, par exemple soixante. Les grappes de contrôle 20 peuvent être déplacées par des mécanismes 22 pour venir s'insérer dans les assemblages combustibles 16 qu'elles surplombent. De façon classique, chaque grappe de contrôle 20 comporte des crayons de contrôle en matériau absorbant les neutrons. Ainsi, le déplacement vertical de chaque grappe 20 permet de régler la réactivité du réacteur 1 et autorise des variations de la puissance globale P fournie par le coeur 2 depuis la puissance nulle jusqu'à la puissance nominale PN, en fonction de l'enfoncement des grappes de contrôles 20 dans les assemblages combustibles 16. Il peut être utile, en effet, notamment dans des pays comme la France où 80% de l'électricité est produite par des réacteurs nucléaires, que la puissance globale fournie par les réacteurs varie afin de s'adapter aux besoins du réseau électrique qu'ils alimentent ; on parle alors de suivi de réseau.
En particulier, il est souhaitable de pouvoir faire fonctionner les réacteurs à puissance réduite pendant une longue période où la demande du réseau est faible, avant de revenir si nécessaire à la puissance nominale PN. Lorsque le réacteur nucléaire fonctionne à sa puissance nominale PN, le combustible nucléaire des pastilles est, selon le terme employé dans la technique, conditionné. Le conditionnement se caractérise essentiellement par la fermeture d'un jeu radial entre les pastilles et la gaine, due au fluage de la gaine et au gonflement des pastilles.
Ainsi, plus spécifiquement, on distinguera les étapes suivantes lors du conditionnement de chaque pastille : - sous l'effet de la différence de pression entre l'extérieur et l'intérieur du crayon de combustible, la gaine se déforme radialement de façon progressive par fluage vers l'intérieur du crayon. Par ailleurs, les produits de fission, qui sont majoritairement retenus dans la pastille, induisent un gonflement de celle-ci. Durant cette phase, la sollicitation de la gaine du point de vue des contraintes est uniquement le fait de la pression différentielle existant entre l'extérieur et l'intérieur du crayon. Les contraintes dans la gaine sont des contraintes de compression ; - le contact entre la pastille et la gaine s'amorce au bout d'un intervalle de temps qui dépend essentiellement des conditions locales d'irradiation (puissance, flux neutronique, température, ...) et du matériau de la gaine. En réalité, le contact s'établit de façon progressive sur une période qui débute par un contact mou suivi par l'établissement d'un contact fort. La pression de contact de l'oxyde de la pastille sur la face interne de la gaine conduit à une inversion des contraintes dans la gaine qui deviennent positives et tendent à solliciter la gaine en traction ; - le gonflement de la pastille se poursuit et impose alors sa déformation à la gaine vers l'extérieur. En régime permanent établi, cette expansion est suffisamment lente pour que la relaxation du matériau de la gaine permette un équilibre des efforts dans la gaine. Dans ces conditions, le niveau des contraintes en traction est modéré (quelques dizaines de MPa) et ne présente pas de risque vis-à-vis de l'intégrité de la gaine.
Ainsi, en régime permanent, le risque de rupture de la gaine par interaction pastille-gaine (IPG) est faible du fait de l'équilibre thermomécanique présent dans la gaine à des niveaux de contraintes assez faibles. En revanche, le risque de rupture de la gaine intervient lorsque la puissance fournie par le crayon de combustible varie fortement.
En effet, une augmentation de puissance engendre une augmentation de la température dans le crayon. Etant donnée la différence des caractéristiques mécaniques (coefficient de dilation thermique, module d'Young) et de la différence de température entre la pastille en oxyde d'uranium et la gaine en alliage de zirconium, la pastille va se dilater davantage que la gaine et imposer sa déformation à cette dernière. Par ailleurs, la présence d'un espace entre la gaine et la pastille de produits de fission corrosifs, tels que l'iode, crée les conditions de la corrosion sous contrainte. Ainsi, la déformation imposée par la pastille à la gaine lors d'un transitoire, ou variation, de puissance peut provoquer un endommagement ou une rupture de la gaine, classiquement nommé par rupture de gaine par IPG. Or, une telle rupture de gaine n'est pas admissible pour des raisons de sûreté puisqu'elle pourrait provoquer la libération de produits de fission dans le circuit primaire du réacteur.
Des transitoires de puissance, c'est-à-dire des variations de puissance, peuvent se produire lors d'un fonctionnement normal du réacteur, c'est-à-dire dans les situations dites de catégorie 1. En effet, des variations de puissance peuvent être nécessaires notamment pour s'adapter aux besoins en énergie électrique du réseau. Des transitoires de puissance plus sévères peuvent également se produire dans des situations accidentelles dites de catégorie 2, suite par exemple à une augmentation excessive de charge, un retrait incontrôlé de groupe(s) de grappes, une dilution d'acide borique ou encore une chute de grappes non détectée. Ces différentes situations sont notamment décrites dans la demande FR-2 846 139. Le risque de rupture de gaine par IPG n'intervient que lors d'une augmentation significative de la puissance linéique locale dissipée par les pastilles de combustibles. Lors d'un transitoire accidentel de catégorie 2, la puissance atteinte localement dans le combustible peut augmenter rapidement et être deux à trois fois supérieure à la puissance nominale, cette augmentation rapide de puissance, due à l'augmentation du niveau de puissance et/ou à la déformation de la distribution de la puissance, entraîne une dilatation importante des pastilles, augmentant par conséquent les contraintes en surface interne de la gaine. Le risque de rupture de gaine par IPG intervient également au cours d'une remontée rapide à 100% de la puissance nominale (PN) faisant suite à un fonctionnement prolongé à puissance intermédiaire (FPPI). En effet, lors d'un FPPI, le combustible tend à se déconditionner. Le déconditionnement du combustible se caractérise par la réouverture du jeu radial entre les pastilles et la gaine ainsi que par la reprise du fluage de la gaine. Le retour rapide à 100% de la puissance nominale engendre une augmentation rapide des contraintes internes de la gaine à une valeur supérieure aux contraintes internes en fonctionnement nominal à 100% avant le FPPI, risquant de rompre la gaine des combustibles. Afin de garantir l'intégrité des crayons vis-à-vis de la rupture des gaines par IPG, les réacteurs nucléaires à eau pressurisée comporte des moyens d'arrêt automatique du réacteur lorsque la puissance linéique maximale des crayons combustibles dépasse un seuil limite de puissance, également appelé seuil d'arrêt automatique du réacteur (AAR). Dans les REP actuels, ce seuil limite de puissance est dimensionné en fonction de la puissance linéique locale conduisant à la rupture de la gaine lors des augmentations les plus importantes de la puissance linéique, c'est-à-dire lors des transitoires accidentels de catégorie 2 et/ou les remontées rapides de puissance suite à un FPPI. Cependant, lors de transitoires de classe 1 (transitoires normaux d'exploitation), le risque de rupture de la gaine intervient pour une puissance linéique locale plus importante que lors des transitoires de catégories 2, la cinétique d'évolution de la puissance des transitoires de catégories 1 étant suffisamment lente pour permettre une relaxation des contraintes par fluage. Ainsi, le dimensionnement actuel du seuil limite de puissance ne permet pas d'obtenir une flexibilité accrue d'exploitation des réacteurs nucléaires à eau pressurisée, notamment en suivi de réseau, la marge d'exploitation étant trop réduite par la faible valeur du seuil d'arrêt automatique du réacteur. Dans ce contexte, l'invention vise à résoudre les problèmes mentionnés en permettant une exploitation plus souple du réacteur nucléaire.
A cette fin, l'invention propose un procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, ledit procédé comportant les étapes consistant à : - déterminer la puissance linéique maximale des crayons combustibles et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps ; - déterminer un seuil de puissance linéique en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ; - comparer ladite puissance linéique maximale avec ledit seuil de puissance linéique ; - déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé. On entend par le terme puissance linéique, la puissance thermique produite par unité de longueur active de l'assemblage combustible. Grâce à l'invention, il est possible d'adapter la valeur du seuil limite de puissance linéique en fonction de la cinétique d'évolution de la puissance linéique maximale des crayons combustibles. La puissance linéique maximale dans les crayons combustibles est déterminée à partir de mesures de paramètres de fonctionnement fournies par une instrumentation du coeur formée par des capteurs, des logiciels de calcul classiques, des moyens de stockage des données. Ainsi, pour un transitoire de puissance accidentel de catégorie 2 le seuil limite de puissance linéique sera fixé préférentiellement à une limite basse, sensiblement vers 450 W/cm afin de se préserver du risque important de rupture des gaines par IPG, alors que pour un transitoire de catégorie 1 avec une augmentation plus lente de la puissance linéique, le seuil limite de puissance linéique peut être fixé à une valeur plus haute, sensiblement jusqu'à 590 W/cm, le risque de rupture de gaines par IPG étant plus faible.
Le seuil limite haut équivalent à une puissance linéique maximale sensiblement égale à 590 W/cm permet notamment de protéger le réacteur contre la fusion du combustible. A cet effet, une courbe de corrélation du seuil de puissance linéique en fonction de la dérivée de la puissance linéique maximale est stockée dans les moyens de stockage de l'instrumentation du coeur.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel que l'action corrective est un arrêt dudit réacteur nucléaire.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel qu'il comporte les étapes consistant à :
- déterminer un seuil limite d'alarme ;
- comparer ladite puissance linéique maximale des crayons combustibles au dit seuil limite d'alarme ;
- déclencher une alarme si ladite puissance linéique maximale est supérieure ou égale au dit seuil limite d'alarme.
Avantageusement, le procédé comporte une étape consistant à diminuer la puissance du réacteur lorsque ladite alarme est déclenchée.
Avantageusement, ledit seuil limite d'alarme est déterminé par minoration dudit seuil de puissance linéique.
Avantageusement, ledit seuil limite d'alarme correspond à 94% du seuil de puissance linéique.
Selon une autre caractéristique, le procédé est tel l'étape de détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique (dPedmax ) est réalisé au moyen d'une
fonction linéaire.
L'invention a également pour objet un dispositif de protection basé sur des mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du coeur mettant en oeuvre le procédé selon l'invention caractérisé en ce qu'il comporte :
- des moyens pour déterminer la puissance linéique maximale (Pe max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps (dPemax ) dt
- des moyens pour déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( dPemax ) dt
- des moyens pour comparer ladite puissance linéique maximale (Pe max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ;
- des moyens pour déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (Pe max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
Selon une autre caractéristique, ledit dispositif comporte des moyens de pilotage de grappe(s) de contrôle permettant de diminuer la puissance du coeur et/ou d'arrêter le réacteur.
Selon une autre caractéristique, ledit dispositif comporte des moyens de stockage pour stocker la fonction permettant la détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( dPemax ) dt D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront plus clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles :
- la figure 1 illustre schématiquement un réacteur nucléaire à eau pressurisée ; - la figure 2 représente un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire à eau pressurisé ;
- la figure 3 représente un crayon de combustible nucléaire de l'assemblage combustible illustré à la figure 2 ;
- la figure 4 représente un schéma synoptique du procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire selon l'invention ;
- la figure 5 est une représentation graphique illustrant un exemple de loi de corrélation du procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire selon l'invention. Dans toutes les figures, les éléments communs portent les mêmes numéros de référence.
La figure 1 a déjà été décrite précédemment en référence à la présentation générale de l'invention. La figure 2 représente un assemblage combustible 23 d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. L'assemblage combustible 23 comprend de manière classique un réseau de crayons combustibles 24 et un squelette 26 de support des crayons 24. Le squelette 26 comprend, de façon classique : - un embout inférieur 28 et un embout supérieur 30 disposés aux extrémités longitudinales de l'assemblage 23, - des tubes-guides 21, reliant les deux embouts 26 et 28, destinés à recevoir des crayons de contrôles des grappes 20, - des grilles entretoises 32 de maintien des crayons 24. Comme illustré à la figure 3, chaque crayon combustible 24 comprend, une gaine 33 sous forme d'un tube fermé à son extrémité inférieure par un bouchon inférieur 34 et à son extrémité supérieure par un bouchon supérieur 35. Le crayon 24 contient une série de pastilles 36 empilées dans la gaine 33 et prenant appui contre le bouchon inférieur 34. Un ressort de maintien 38 est disposé dans le tronçon supérieur de la gaine 33 pour prendre appui sur le bouchon supérieur 35 et sur la pastille 36 supérieure. Généralement, les pastilles 36 sont en oxyde d'uranium et la gaine 33 est en alliage de zirconium. Sur la figure 3, qui correspond à un crayon combustible 24 avant irradiation, il existe un jeu radial J entre les pastilles 36 et la gaine 33, compris par exemple entre 100 et 300 m. Cela est illustré plus particulièrement sur la partie cerclée agrandie de la figure 3. Chaque pastille 36 a une forme sensiblement cylindrique avec des chanfreins (non représentés) entre des faces d'extrémités et sa face latérale.
Un évidement 37 en calotte sphérique est ménagé dans chaque face d'extrémité, sensiblement au centre de celle-ci. Afin de garantir un bon échange thermique dans les crayons 24 avant l'entrée en contact des pastilles 36 avec la gaine 33 lors du conditionnement des pastilles 36, le crayon 24 est, en outre, rempli d'un gaz thermiquement conducteur, tel que l'hélium. La pression de gaz contribue également à différer, dans le temps, le fluage en compression de la gaine 33. Lorsque le réacteur va fonctionner, par exemple à sa puissance globale nominale PN, le combustible nucléaire des pastilles 36 va être conditionné.
Le conditionnement se caractérise essentiellement par la fermeture du jeu J entre les pastilles 36 et la gaine 33, due au fluage de la gaine 33 et au gonflement des pastilles 36. Ainsi, plus spécifiquement, on distingue les étapes suivantes pour chaque pastille 36 lors du conditionnement : - sous l'effet de la différence de pression entre l'extérieur (eau du circuit primaire) et l'intérieur du crayon 24, la gaine 33 se déforme progressivement radialement par fluage vers l'intérieur du crayon 24. Par ailleurs, les produits de fission, qui sont majoritairement retenus dans la pastille 36, induisent un gonflement de celle-ci. Durant cette phase, la sollicitation de la gaine 33 du point de vue des contraintes est uniquement due à la pression différentielle existant entre l'extérieur et l'intérieur du crayon 24. Les contraintes dans la gaine 33 sont des contraintes de compression ; - le contact entre la pastille 36 et la gaine 33 s'amorce au bout d'un intervalle de temps qui dépend essentiellement des conditions locales d'irradiation (puissance, flux neutronique, température, ...) et du matériau de la gaine 33. En réalité, le contact s'établit de façon progressive sur une période qui débute par un contact mou suivi par l'établissement d'un contact fort. La pression de contact de l'oxyde de la pastille 36 sur la face interne de la gaine 33 conduit à une inversion des contraintes dans la gaine 33 qui deviennent positives et tendent à solliciter la gaine 33 en traction ; - le gonflement de la pastille 36 se poursuit et impose alors sa déformation à la gaine 33 vers l'extérieur. En régime permanent établi, cette expansion est suffisamment lente pour que la relaxation du matériau de la gaine 33 permette un équilibre des efforts dans la gaine 33. Dans ces conditions, le niveau des contraintes en traction est modéré (quelques dizaines de MPa) et ne présente pas de risque vis-à-vis de l'intégrité de la gaine 33.
Au cours d'un transitoire de puissance de catégorie 2, la température des pastilles 36 peut dépasser largement 1200°C. Cette température correspond au domaine d'activation du fluage thermique du combustible à base d'uranium. Sous l'effet de la haute température, le matériau des pastilles 36 à tendance à s'écouler vers le centre des pastilles 36 mises en compression, et donc à combler les évidements 37. En conséquences, les contraintes sur les surfaces latérales des pastilles 36, qui comparativement restent froides (température inférieur à 1000°C), vont diminuer et ainsi la poussée des pastilles 36 sur la gaine sera également réduite. Au cours de ce transitoire de puissance de catégorie 2, la gaine 33 impose une rétroaction sur les faces latérales des pastilles 36. Du fait du champ de température régnant au sein du combustible, les faces latérales des pastilles 36 restent relativement froides et demeurent donc fragiles et susceptibles de se microfissurer sous l'effet de la rétroaction imposée par la gaine 33.
Ainsi, lors d'un transitoire de catégorie 2, des contres réactions pastilles 36-gaine 33 peuvent s'instaurer, s'opposant toutes deux aux effets instantanés des déplacements différentiels d'origine thermique conduisant à un risque de rupture par IPG.
Pour rappel, les transitoires de catégorie 2, limitatifs vis-à-vis du risque de rupture par IPG, sont dus notamment à l'un des événements suivants : - augmentation excessive de charge, - retrait incontrôlé de groupe(s) de grappes 20, - chute de grappe(s) 20, - dilution d'acide borique. Il est connu que les transitoires accidentels de catégorie 2 induisent les variations de puissances plus fortes et plus rapides dans le coeur 2 que les transitoires de classe 1.
Pour garantir l'intégrité des crayons 24 vis-à-vis de l'interaction pastille 36-gaine 33, le réacteur nucléaire 1 comporte des moyens de protection réglés de façon à contrôler le fonctionnement du réacteur 1 de sorte que, notamment lors d'un transitoire de catégorie 2, la puissance linéique maximale Pe max dans les crayons 24 reste inférieure à un seuil limite PL.
La puissance linéique Pe effective dans les crayons 24 est estimée, à partir des mesures de paramètres de fonctionnement fournies par des capteurs, par des logiciels de calculs classiques stockés dans une mémoire des moyens de protection. Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée, les moyens de protection sont notamment réalisés par un Système de Protection Intégré Numérique, également appelé SPIN, ou par un système équivalent basé sur les mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du coeur du réacteur. Par exemple, le SPIN est formé par un ensemble d'équipements électroniques et électriques qui à partir de mesures issues de chaînes d'instrumentation et en les comparant aux seuils limites, élabore des signaux d'alarme, de réduction automatique de la puissance ou d'arrêt automatique du réacteur. Le procédé selon l'invention permet notamment d'améliorer ces moyens de pilotage et notamment les dispositifs de type SPIN ou autre système équivalent, basés sur la mesure de l'instrumentation interne et/ou externe du coeur. Le procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement dû à l'interaction pastille- gaine est illustré par le schéma synoptique de la figure 4. La première étape illustrée, par le bloc 40, consiste à déterminer la puissance linéique maximale Pe max des crayons combustibles 24 au moyen des mesures de paramètres de fonctionnement fournies par les capteurs et par les logiciels de calculs stockés dans une mémoire des moyens de protection. On calcule dans une deuxième étape, illustré par le bloc 41, la dérivée de la puissance linéique maximale par rapport au temps dPedmax afin d'évaluer la cinétique d'évolution de la puissance linéique dans les crayons 24. Cette dérivée de la puissance linéique permet de fournir, aux moyens de protection, une information sur le type de transitoire, catégorie 1 ou 2, subit par le réacteur nucléaire en plus de la valeur maximale de la puissance linéique des crayons combustibles. Cette deuxième étape est réalisée simultanément avec la détermination de la puissance linéique maximale Pe max.
Dans une troisième étape, illustrée par le bloc 43, on détermine un seuil limite de puissance linéique PL, en fonction de la valeur de la dérivée de la puissance linéique déterminée précédemment. Pour cela, une loi de variation, illustrée par le bloc 42, est stockée dans la mémoire des moyens de protection. Un exemple de loi est illustré particulièrement par le graphique de la figure 5. Selon un premier mode de réalisation de l'invention, la loi de corrélation entre la dérivée de la puissance linéique en fonction du temps et le seuil limite de puissance PL est représentée par une fonction linéaire variant entre deux seuils extrêmes, un seuil haut et un seuil bas. Ainsi, en fonction de la cinétique d'évolution de la puissance linéique, la loi de variation permet d'adapter le seuil limite de puissance PL en fonction de l'augmentation plus ou moins rapide de la puissance linéique des crayons 24, c'est-à-dire en fonction de la sévérité des transitoires. Pour un transitoire accidentel de catégorie 2 impliquant une augmentation rapide de la puissance linéique Pe, c'est-à-dire pour une dérivée de la puissance linéique en fonction du temps élevée, des crayons combustibles conduisant à un risque élevé de rupture par IPG, le seuil limite de puissance linéique est faible, préférentiellement de l'ordre de 450W/cm. Pour un transitoire normal d'exploitation, de catégorie 1 avec une augmentation de puissance linéique Pe lente, c'est-à-dire pour une dérivée de la puissance linéique en fonction du temps faible, le risque de rupture des gaines par IPG au seuil de 450W/cm est inexistant, le seuil limite de puissance pour ce type de transitoire est plus important, préférentiellement de l'ordre de 590W/cm. Ce seuil sensiblement égal à 590 W/cm permet notamment de protéger le réacteur contre la fusion du combustible. L'étape suivante, illustrée par le bloc 44, consiste à comparer la valeur de la puissance linéique maximale Pe max déterminée lors de la première étape avec le seuil limite de puissance linéique PL dépendant de la cinétique d'évolution de la puissance linéique des crayons combustibles 24. Le bloc 45 illustre le cas où la puissance linéique maximale Pe max est inférieure au seuil limite de puissance PL, dans ce cas les moyens de protection n'enclenchent pas d'action corrective visant à diminuer la puissance globale P du réacteur. En revanche, si la puissance linéique maximale Pe max est supérieure au seuil limite de puissance PL, alors les moyens de protection enclenchent soit une alarme, soit une action corrective (typiquement une insertion de grappes de commande) permettant de réduire la puissance globale P du réacteur, voire l'arrêt automatique du réacteur. En effet, le seuil limite de puissance PL est déterminé préférentiellement afin de correspondre à un d'arrêt automatique du réacteur (AAR). Afin de se prémunir d'un arrêt automatique du réacteur, un deuxième seuil, dit seuil d'alarme, est dimensionné afin de prévenir l'approche du seuil limite de puissance PL correspondant à une action d'arrêt d'urgence du réacteur.
Avantageusement, le seuil d'alarme correspond au seuil limite de puissance PL minoré d'un certain pourcentage, par exemple 6%. A cet effet, le procédé selon l'invention comporte également les étapes consistant à : - déterminer le seuil limite d'alarme à partir du seuil limite de puissance linéique PL ; - comparer la puissance linéique maximale des crayons combustibles au seuil limite d'alarme. Ainsi, l'invention a pour objet un procédé de détermination de valeurs limites d'exploitation d'un réacteur nucléaire pour éviter l'endommagement des gaines par interaction pastille-gaine. Le procédé selon l'invention est mise en oeuvre par un dispositif de protection du coeur du réacteur basé sur les mesures de l'instrumentation interne et/ou externe du coeur du réacteur. Le procédé selon l'invention permet de relaxer le seuil limite de puissance ainsi que le seuil d'alarme qui en découle et permet d'augmenter la souplesse d'exploitation du réacteur tout en garantissant une protection efficace contre les ruptures de gaines par IPG, lors des transitoires accidentels de catégorie 2.
Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit.
Claims (10)
- REVENDICATIONS1. Procédé de protection contre les ruptures de gaines de combustible par interaction pastille-gaine d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, caractérisé en ce qu'il comporte les étapes consistant à : - déterminer la puissance linéique maximale (Pe max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps ( dPemax ) dt - déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique ( dPemax ) dt - comparer ladite puissance linéique maximale (Pe max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; - déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (Pe max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
- 2. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que ladite action corrective est un arrêt dudit réacteur nucléaire.
- 3. Procédé selon la revendication 2 caractérisé en ce que ledit procédé comporte les étapes consistant à : - déterminer un seuil limite d'alarme (SA) ; - comparer ladite puissance linéique maximale (Pe max) des crayons combustibles (24) au dit seuil limite d'alarme (SA) ; - déclencher une alarme si ladite puissance linéique maximale (Pe19 max) est supérieure ou égale au dit seuil limite d'alarme (SA).
- 4. Procédé selon la revendication 3 caractérisé en ce qu'il comporte une étape consistant à diminuer la puissance du réacteur lorsque ladite 5 alarme est déclenchée.
- 5. Procédé selon l'une des revendications 3 à 4 caractérisé en ce que ledit seuil limite d'alarme (SA) est déterminé par minoration dudit seuil de puissance linéique (PL).
- 6. Procédé selon la revendication 5 caractérisé en ce que ledit seuil limite d'alarme (SA) correspond à 94% dudit seuil de puissance linéique (PL).
- 7. Procédé selon l'une des revendications 1 à 6 caractérisé en ce que 15 l'étape de détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique (dPedmax ) est réalisé au moyen d'une fonction linéaire.
- 8. Dispositif de protection basé sur des mesures de l'instrumentation 20 interne et/ou externe du coeur mettant en oeuvre le procédé selon l'une des revendications 1 à 7 caractérisé en ce qu'il comporte : des moyens pour déterminer la puissance linéique maximale (Pe max) des crayons combustibles (24) et la dérivée de ladite puissance linéique en fonction du temps (dPemax ) dt 25 - des moyens pour déterminer un seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique 10( dPe max ) dt - des moyens pour comparer ladite puissance linéique maximale (Pe max) avec ledit seuil de puissance linéique (PL) ; - des moyens pour déclencher une alarme et/ou une action corrective pour stopper l'augmentation de puissance si ladite puissance linéique maximale (Pe max) est supérieure ou égale au dit seuil de puissance linéique déterminé (PL).
- 9. Dispositif de protection selon la revendication 8 caractérisé en ce qu'il comporte des moyens de pilotage de grappe(s) de contrôle permettant de diminuer la puissance du coeur et/ou d'arrêter le réacteur.
- 10. Dispositif de protection selon l'une des revendications 8 à 9 caractérisé en ce qu'il comporte des moyens de stockage pour stocker la fonction permettant la détermination dudit seuil de puissance linéique (PL) en fonction de ladite dérivée de ladite puissance linéique (dPemax ) dt20
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0953770A FR2946454B1 (fr) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. |
| PCT/EP2010/058030 WO2010142693A1 (fr) | 2009-06-08 | 2010-06-08 | Procede de determination de valeurs limites d' exploitation d' un reacteur nucleaire pour eviter l' endommagement par interaction pastille-gaine |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0953770A FR2946454B1 (fr) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2946454A1 true FR2946454A1 (fr) | 2010-12-10 |
| FR2946454B1 FR2946454B1 (fr) | 2011-07-22 |
Family
ID=41328491
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR0953770A Active FR2946454B1 (fr) | 2009-06-08 | 2009-06-08 | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| FR (1) | FR2946454B1 (fr) |
| WO (1) | WO2010142693A1 (fr) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR3085788A1 (fr) * | 2018-09-12 | 2020-03-13 | Framatome | Procede de protection d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR3069694A1 (fr) * | 2017-07-28 | 2019-02-01 | Areva Np | Procede de surveillance d'un coeur nucleaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et reacteur nucleaire associes |
| FR3075449B1 (fr) * | 2017-12-18 | 2020-01-10 | Areva Np | Procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme d'ordinateur et systeme electronique associes |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5091139A (en) * | 1989-06-26 | 1992-02-25 | General Electric Company | Automated thermal limit monitor |
| EP1057189B1 (fr) * | 1997-10-16 | 2006-09-27 | Westinghouse Electric Company LLC | Systeme de protection de reaction nucleaire |
| US20090116609A9 (en) * | 2004-06-01 | 2009-05-07 | Christine Delafoy | Method for Operating a Nuclear Reactor and Use of a Specific Fuel Rod Cladding Alloy in Order to Reduce Damage Caused by Pellet/Cladding Interaction |
-
2009
- 2009-06-08 FR FR0953770A patent/FR2946454B1/fr active Active
-
2010
- 2010-06-08 WO PCT/EP2010/058030 patent/WO2010142693A1/fr active Application Filing
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5091139A (en) * | 1989-06-26 | 1992-02-25 | General Electric Company | Automated thermal limit monitor |
| EP1057189B1 (fr) * | 1997-10-16 | 2006-09-27 | Westinghouse Electric Company LLC | Systeme de protection de reaction nucleaire |
| US20090116609A9 (en) * | 2004-06-01 | 2009-05-07 | Christine Delafoy | Method for Operating a Nuclear Reactor and Use of a Specific Fuel Rod Cladding Alloy in Order to Reduce Damage Caused by Pellet/Cladding Interaction |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR3085788A1 (fr) * | 2018-09-12 | 2020-03-13 | Framatome | Procede de protection d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant |
| WO2020053347A1 (fr) * | 2018-09-12 | 2020-03-19 | Framatome | Procédé de protection d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire correspondant |
| US12051515B2 (en) | 2018-09-12 | 2024-07-30 | Framatome | Method for protecting a nuclear reactor and corresponding nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2946454B1 (fr) | 2011-07-22 |
| WO2010142693A1 (fr) | 2010-12-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2218078A2 (fr) | Procédé de détermination de la valeur d'un paramètre représentatif de la manoeuvrabilité d'un réacteur nucléaire | |
| FR2944643B1 (fr) | Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible | |
| EP1556870B1 (fr) | Procede de determination d'une valeur limite d'un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, systeme, programme d'ordinateur et support correspondants | |
| WO2007017503A1 (fr) | Element combustible de type plaque macrostructuree | |
| EP1751774B1 (fr) | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine | |
| FR2946454A1 (fr) | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. | |
| FR3027724B1 (fr) | Assemblage combustible destine a etre utilise dans un reacteur a neutrons rapides et coeur de reacteur dans lequel ce dernier est charge | |
| WO2017220592A1 (fr) | Procédé de calcul d'une marge ipg associée à un plan de chargement d'un réacteur nucléaire, système, programme d'ordinateur et support associés | |
| EP0306725B1 (fr) | Procédé de protection d'un réacteur nucléaire à eau préssurisée contre les défaillances de son dispositif d'arrêt d'urgence | |
| Yoshioka et al. | Safety criteria and guidelines for MSR accident analysis | |
| FR3057988A1 (fr) | Coeur de reacteur a neutrons rapides | |
| FR3131060A1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. | |
| EP3850643B1 (fr) | Procédé de protection d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire correspondant | |
| EP3234949B1 (fr) | Procédé de gestion de l'arrêt d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée | |
| EP3729466B1 (fr) | Procédé de détermination d'au moins une valeur limite d'au moins un paramètre de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, programme d'ordinateur et système électronique associés | |
| FR2726393A1 (fr) | Alliage a base d'argent renfermant de l'indium et du cadmium pour la realisation d'elements absorbant les neutrons et utilisation | |
| EP3659158B1 (fr) | Procédé de surveillance d'un coeur nucléaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et réacteur nucléaire associés | |
| EP2507797B1 (fr) | Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire | |
| Meneley et al. | LOCA consequence predictions in a CANDU-PHWR | |
| CN103426485B (zh) | 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统 | |
| Stefanova et al. | Use of Main Loop Isolating Valves (GZZS) in WWER 440 | |
| WO2011128258A1 (fr) | Coeur de réacteur a neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, a faible effet de vidange |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 8 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 9 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 10 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 12 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 13 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 14 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 15 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 16 |