Qu’est-ce que l’Incore Nuclear Instrumentation – Définition

Le système d’instrumentation nucléaire incore mesure la distribution du flux neutronique et les températures dans le cœur du réacteur. Le système d’instrumentation incore a pour but de fournir des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et les températures de sortie des assemblages combustibles à certains emplacements du cœur. Le système d’instrumentation incore fournit l’acquisition de données et n’effectue généralement aucune fonction de protection ou de contrôle opérationnel de l’usine.

Le système d’instrumentation incore comprend:

• Système de surveillance du flux de neutrons Incore
• Système de surveillance de la température Incore

Manuel des systèmes technologiques de Westinghouse, section 9.2. Système d’Instrumentation Incore. <disponible sur: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Système de surveillance du flux de neutrons Incore

Le système de surveillance des neutrons incore se compose de détecteurs incore ayant une sensibilité suffisante pour permettre la mesure des variations localisées de distribution du flux neutronique dans le cœur du réacteur . Il faut noter que dans les noyaux des réacteurs de puissance, la distribution du flux, et aussi la distribution de la puissance est considérablement influencée par de nombreux facteurs. Par conséquent, la température dans un réacteur en fonctionnement varie d’un point à l’autre du système. En conséquence, il y a toujours un crayon combustible et un volume local , qui sont plus chauds que tous les autres. Afin de limiter ces endroits chauds, les limites de puissance de crête doivent être introduites. Les limites de puissance de crête sont associées à uncrise d’ébullition et avec les conditions qui pourraient provoquer la fonte des pastilles de combustible. Le système de surveillance du flux neutronique incore fournit des informations détaillées sur la distribution du flux neutronique et donc les marges à ces limites de puissance de crête .

Le système de surveillance du flux de neutrons incore utilise généralement:

• chambres de fission miniatures
• détecteurs de neutrons auto-alimentés

Ces détecteurs de flux mobiles, qui sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible , ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur. Les données obtenues à partir du système de surveillance du flux de neutrons incore sont généralement (en fonction de la conception de certains réacteurs) utilisées pour:

1. Ces données peuvent être utilisées pour déterminer la distribution d’énergie dans le cœur à tout moment pendant le cycle du combustible. La distribution d’énergie surveillée est utilisée pour vérifier que les facteurs de canaux chauds de distribution d’énergie suivants sont conformes aux limites des spécifications techniques:
   1. Le facteur de canal chaud du flux de chaleur – F _Q (z) , qui est défini comme: Le rapport de la densité de puissance linéaire locale maximale, où il y a une marge minimale pour limiter la température du carburant (pendant les AOO), à la densité de puissance linéaire locale moyenne dans le noyau.
   2. Le facteur de canal chaud de montée d’enthalpie nucléaire – F _NΔH , qui est défini comme: le rapport de l’intégrale de puissance linéaire le long de la barre de combustible sur laquelle l’écart minimal du rapport d’ébullition nucléé se produit (pendant les AOO), à la puissance moyenne des barres de combustible dans le coeur.
2. Ces données peuvent être utilisées pour déterminer la consommation de carburant et les stocks de carburant isotopique dans le cœur à tout moment pendant le cycle du combustible.
3. Ces données peuvent être utilisées pour étalonner la gamme de puissance excore des instruments nucléaires pour la différence de flux axial (AFD)
4. Ces données peuvent être utilisées pour vérifier que le rapport d’inclinaison de puissance du quadrant (QPTR) respecte la limite des spécifications techniques.
5. Les données fourniront également des tendances des conditions de base afin que des mesures correctives puissent être prises avant qu’une condition ne devienne excessive.

Voir aussi: Distribution d’énergie dans PWR

Voir aussi: Méthode nodale en diffusion de neutrons

Système de surveillance de la température Incore

Le système de surveillance de la température des neutrons incore se compose de thermocouples incore, qui sont positionnés à des emplacements présélectionnés pour mesurer la température de sortie du liquide de refroidissement de l’assemblage combustible à utiliser pour surveiller le partage de la puissance radiale du cœur et la distribution de l’ enthalpie du liquide de refroidissement . Il convient de noter que les températures de sortie du liquide de refroidissement sont plus ou moins influencées par le mélange à écoulement latéral et pour certaines conceptions de réacteurs, ce système a un autre objectif tel que la surveillance des fonctions de sécurité. Ces données (températures de sortie du liquide de refroidissement) peuvent être (en fonction de la conception de certains réacteurs) utilisées pour:

1. Fournir aux opérateurs des indications de conditions de refroidissement du cœur inadéquates pendant les situations d’urgence (par exemple surchauffe du cœur )
2. Fournir des informations sur l’augmentation de température dans l’assemblage combustible. Cela peut indiquer une condition centrale grave (par exemple , un blocage des canaux ) et doit être examiné.
3. Fournir des entrées aux contrôleurs de marge de sous-refroidissement
4. Fournir des entrées aux applications informatiques de l’usine qui utilisent les températures de sortie du cœur pour déterminer les augmentations d’enthalpie des assemblages combustibles et les informations de distribution d’énergie limitées.

Manuel des systèmes technologiques de Westinghouse, section 9.2. Système d’Instrumentation Incore. <disponible sur: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Détecteur de neutrons auto-alimenté

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés ( SPND ) sont des détecteurs de neutrons, qui sont largement utilisés dans les réacteurs pour surveiller le flux de neutrons en raison de son adaptabilité à un environnement sévère dans le cœur. Les SPND peuvent faire partie du système de surveillance du flux de neutrons incore, qui fournit des informations détaillées sur la distribution du flux de neutrons et donc les marges de ces limites de puissance de crête. Ces détecteurs utilisent le processus de désintégration radioactif de base de son matériau d’activation neutronique pour produire un signal de sortie. Comme son nom l’indique, les   SPND ne nécessitent pas de source de tension externe pour créer un potentiel de tension dans le détecteur. Au lieu de cela, un courant est produit dans le détecteur à la suite de l’ activation des neutronset désintégration bêta subséquente du détecteur lui-même. Du fait de l’émission de ces particules bêta (électrons), le fil se charge de plus en plus positivement. Le potentiel positif du fil fait circuler un courant dans la résistance R. Le courant d’électrons issu de la désintégration bêta peut être mesuré directement avec un ampèremètre.

Le détecteur de neutrons auto-alimenté présente deux avantages principaux:

• Très peu d’instruments sont requis, généralement seulement un millivoltmètre ou un ampèremètre
• Le matériau de l’émetteur a une durée de vie beaucoup plus longue que le revêtement au bore ou à l’uranium 235 utilisé dans les chambres à fission.

D’un autre côté, il existe également des inconvénients, dont l’un est associé au fait que les courants, même à pleine puissance, sont très faibles. Par conséquent, les SPND ne sont pas en mesure de fournir des informations sur la distribution du flux en fonctionnement à faible puissance (10% et moins). Le principal inconvénient du détecteur de neutrons auto-alimenté est que le matériau de l’émetteur se désintègre avec une demi-vie caractéristique, qui détermine le temps de réponse du détecteur. Selon le temps de réponse, ces détecteurs sont généralement classés comme:

• Détecteurs à réponse rapide . Les détecteurs à réponse rapide comme le Cobalt et l’Inconel sont utilisés dans les applications de protection et de régulation des réacteurs.
• Détecteurs à réponse retardée . Les détecteurs à réponse retardée comme le vanadium et le rhodium sont largement utilisés pour le système de cartographie des flux (FMS).

Le SPND typique est un câble coaxial composé de:

• Emetteur . Une électrode intérieure, qui est faite d’un matériau qui absorbe un neutron et subit une désintégration radioactive en émettant un électron (désintégration bêta). L’émetteur est généralement en rhodium et est utilisé pour produire des électrons.
• Isolation. L’émetteur est entouré d’isolant, qui est généralement en oxyde d’aluminium.
• Collectionneur . Les parois métalliques du détecteur enveloppent ces pièces et servent de collecteur pour le. les électrons qui sont produits.- Le collecteur est attaché au potentiel de terre,

Les détecteurs de neutrons auto-alimentés sont généralement placés dans le tube d’instrumentation d’un assemblage combustible, ils peuvent surveiller toute la longueur des assemblages combustibles sélectionnés pour fournir une carte tridimensionnelle extrêmement précise de la distribution du flux neutronique . À l’aide de ces données, la reconstruction du flux neutronique peut également être effectuée dans le reste du cœur du réacteur.

Les matériaux typiques utilisés pour l’émetteur sont le cobalt, le cadmium, le rhodium et le vanadium. Ces matériaux doivent être utilisés car ils possèdent des températures de fusion relativement élevées, des sections efficaces relativement élevées aux neutrons thermiques et sont compatibles avec le processus de fabrication du SPND.

Référence spéciale: William H. Todt, Sr. CARACTÉRISTIQUES DES DÉTECTEURS DE NEUTRONS AUTONOMES UTILISÉS DANS LES RÉACTEURS DE PUISSANCE. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Émetteur de rhodium – SPND à base de rhodium

L’un des matériaux possibles est le rhodium comme émetteur. Un SPND avec un émetteur de rhodium a une sensibilité relativement élevée , un taux de combustion élevé , perturbe la densité de puissance locale et a un signal retardé ( double ) . Le détecteur à base de rhodium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Comme on peut le voir, un neutron capturé par le rhodium-103 fait qu’un atome de rhodium-103 devient un atome de rhodium-104 radioactif . Le rhodium-104 se désintègre ensuite en palladium-104 plus une particule bêta ( électron ). La particule bêta a suffisamment d’énergie pour traverser l’isolateur et atteindre le collecteur. La demi-vie du rhodium-104 activé est de 42,3 secondes, ce qui retarde l’émission de la particule chargée. Le détecteur à base de rhodium utilise cette production de particules bêta (électrons) pour créer un courant proportionnel au nombre de neutrons capturés par l’émetteur, qui est également proportionnel à la densité de puissance locale du réacteur. Une partie du flux de courant du détecteur est due aux rayons gamma. Afin de compenser ce signal erroné, une correction de fond est effectuée via un détecteur de fond, qui se compose des mêmes composants que le détecteur, sauf que le rhodium est retiré.

Le rhodium-103 a une section efficace de capture de 133 granges pour les neutrons thermiques et une résonance à 1,25 eV. Cette réaction conduit à la production de ¹⁰⁴ Rh avec T _1/2 = 42 sec qui est radioactif bêta. Il faut noter qu’environ 11 granges appartiennent à la réaction dans laquelle un isomère ^104m Rh est produit (avec T _1/2 = 4,4 min).

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du rhodium est de 0,39% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 92% du signal a une demi-vie de 42 secondes.
• 8% du signal a une demi-vie de 4,4 minutes.
• L’émission bêta a une énergie de 2,44 MeV.

Emetteur de vanadium – SPND à base de vanadium

Un SPND avec un émetteur de vanadium a une sensibilité relativement faible, un faible taux de combustion, avec une perturbation minimale de la densité de puissance locale et a un signal retardé très long. Le détecteur à base de vanadium est le type de détecteur auto-alimenté à courant bêta, qui utilise la réaction d’activation suivante pour produire un courant qui peut être mesuré.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

Le vanadium-51 a une section efficace de capture de 4,9 barns pour les neutrons thermiques sans résonances. Cette réaction conduit à la production de ⁵² V avec T _1/2 = 3,74 min qui est radioactif bêta .

Les caractéristiques suivantes sont typiques lorsqu’elles sont utilisées dans un réacteur de puissance thermique (par exemple PWR).

• Le taux de combustion du vanadium est de 0,012% par mois dans un flux de neutrons thermiques de 10 ¹³ n / cm ² / sec.
• 99% du signal a une demi-vie de 3,8 minutes.
• 1% du signal est rapide.
• L’émission bêta subséquente a une énergie de 2,6 MeV.