En soutien aux études de qualification des formulaires de calcul, le CEA s’ appuie sur des maquettes critiques qui constituent des outils indispensables pour la mise au point de nouvelles options et concepts, pour la réduction des marges de conception (et donc des coûts) et pour les études de sûreté. Cette section expose l’ intérêt de ces maquettes et les possibilités qu’ elles offrent, puis décrit plus en détail les réacteurs EOLE et MINERVE sur lesquels s’ est appuyé ce travail de thèse.
4.1 L’ intérêt des maquettes critiques
Depuis le début du nucléaire civil, le développement de nouveaux concepts et techniques n’ a pu se faire sans l’ apport des maquettes critiques. En effet, la complexité des phénomènes mis en jeu du point de vue des matériaux, des géométries et des domaines énergétiques rencontrés, est telle que l’ expérimentation sur de telles maquettes a toujours été nécessaire et le restera.
Sur la base d’ un besoin de qualification spécifique, des programmes expérimentaux sont conçus et réalisés. Ils consistent en des expériences intégrales qui nécessitent la réalisation de mesures à l’ aide d’ instrumentations et de techniques de mesures adéquates. Ces expériences peuvent être destinées à la qualification des données nucléaires, auquel cas elles sont de type « fondamental » ou à la qualification des schémas de calcul, auquel cas elles sont de type « maquette ».
Dans ce contexte, le SPEx participe à la conception et à la réalisation d’ expériences intégrales pour la qualification des formulaires de calcul neutronique et/ou de protection (atténuation γ et neutron dans les matériaux). Il s’ appuie pour cela sur trois maquettes critiques (Fig. 2) : EOLE (spectres de réacteurs à eau légère), MINERVE (tous types de spectres) et MASURCA (spectres de réacteurs à neutrons rapides).
Fig. 2 : positionnement des maquettes critiques du SPEx dans le processus de qualification
SCHEMAS DE CALCUL QUALIFIES POUR UN DOMAINE D’ APPLICATION DONNE EOLE
&
MASURCA MINERVE
DONNEES NUCLEAIRES DE BASE
DONNEES TECHNOLOGIQUES
Ces maquettes critiques sont des réacteurs de très faibles puissances (au plus quelques kW), qui présentent l’ avantage d’ être sûrs, souples du point de vue de l’ exploitation, facilement adaptables à une grande diversité de spectres, et qui permettent une mise en œuvre aisée de diverses techniques de mesure. Les phénomènes physiques mesurés sont alors directement extrapolables aux réacteurs de puissance.
4.2 Présentation des réacteurs EOLE et MINERVE
Le réacteur EOLE (Fig. 3) est une structure d’ accueil constituée d’ un bloc pile offrant des protections biologiques permettant un fonctionnement jusqu’ à une puissance maximale autorisée de 100 W, soit un flux neutronique d’ environ 109 cm-2.s-1 [9]. Il est constitué :
- d’ une cuve en AG3, de diamètre 2.3 m et de hauteur 3 m, surmontée d’ une virole en acier inoxydable pouvant contenir différents types de cœurs et leurs structures associées,
- des barres de commande, quatre dédiées à la sécurité et au contrôle du réacteur, et une au pilotage, accrochées à des treuils au-dessus de la virole et dont la position, la structure (plaque ou crayon) et la composition (hafnium, B4C) s’ adaptent aux cœurs étudiés,
- des circuits d’ eau permettant le remplissage, la vidange, l’ introduction de bore dans le modérateur et le contrôle de la température de 5 à 90°C,
- d’ un système de contrôle-commande réalisant le traitement des signaux neutroniques, l’ utilisation d’ automates programmables et la visualisation sur écran des états du réacteur, - d’ un équipement informatisé pour la réalisation et l’ analyse des mesures.
Les crayons combustibles utilisés sont, à la hauteur près (colonne fissile de 800 mm), identiques à ceux utilisés dans les réacteurs de puissance. Selon le programme expérimental, on est amené à utiliser des combustibles de différentes natures (MOX et UO2), de différents enrichissements (teneur en plutonium de 3 à 11.5%) et de différentes géométries (type REP et REB).
Fig. 3 : vue de l’ intérieur du cœur EOLE lors du programme BASALA
La recherche de l’ état critique du réacteur s’ effectue par la montée du modérateur (i.e. eau légère) dans la cuve du réacteur puis, lorsque celui-ci circule dans le circuit de thermorégulation à la température voulue, par montée progressive des barres de contrôle. L’ ajustement de la réactivité du cœur est effectué par itération sur l’ un des deux paramètres critiques suivants :
- la concentration en bore soluble dissout dans le modérateur,
- la masse de combustible en ajustant le nombre de crayons en zone périphérique du cœur.
Le réacteur MINERVE (Fig. 4) est quant à lui construit dans une piscine en acier inoxydable de 120 m3 [10]. Le modérateur est de l’ eau déminéralisée, épurée sur des filtres et des résines échangeuses d’ ions. Le refroidissement du cœur, immergé sous 3 m d’ eau, est réalisé par convection naturelle. La puissance maximale autorisée en fonctionnement est également de 100 W pour un flux neutronique de l’ ordre de 109 cm-2.s-1. Le cœur est divisé en deux zones :
- la zone nourricière, constituée d’ assemblages à plaques d’ aluminium-uranium, enrichies à 90% ou 93% en uranium 235, et entourée d’ un réflecteur en graphite,
- la zone expérimentale qui reçoit des réseaux introduits dans une cavité carrée de 70 cm de côté au centre de la zone nourricière et qui permet de reproduire les spectres spécifiques aux réacteurs à eau légère (MELODIE) et eau lourde (ELOISE), aux réacteurs sous-modérés (MORGANE) et aux réacteurs rapides à caloporteur sodium (ERMINE). Son centre comporte une cavité qui permet l’ introduction d’ une canne dédiée aux mesures d’ oscillation sur des échantillons de combustible.
Selon le type de réseau, des crayons combustibles UO2 et MOX peuvent être chargés. La colonne fissile est plus courte que pour les crayons EOLE (500 mm) et présente des cales en plexiglas de part et d’ autre pour adapter la longueur totale du crayon aux dimensions de la zone nourricière.
Fig. 4 : vue globale du réacteur MINERVE
Le contrôle du réacteur est assuré par deux chaînes de démarrage et deux chaînes haut niveau équipées de chambres à dépôt de bore. La commande est assurée par quatre barres de contrôle et de sécurité identiques, constituées de deux plaques en hafnium naturel gainées d’ acier inoxydable, qui coulissent au centre d’ un élément combustible aluminium-uranium enrichi à 93% en uranium 235.