Qu’est-ce que l’instrumentation nucléaire – Définition

Dans les réacteurs nucléaires , la puissance thermique produite par les fissions nucléaires est proportionnelle au niveau du flux neutronique. Par conséquent, du point de vue de la sécurité du réacteur, il est de la plus haute importance de mesurer et de contrôler le flux de neutrons et la distribution spatiale du flux de neutrons dans le réacteur correctement et par une instrumentation appropriée. A cet effet, diverses instrumentations nucléaires sont installées. Ces mesures sont généralement effectuées à l’extérieur du cœur du réacteur, mais il existe également des mesures effectuées à l’intérieur du cœur. Par conséquent, les instrumentations nucléaires sont généralement classées comme:

• • Excore Nuclear Instrumentation . Le flux neutronique est généralement mesuré par des détecteurs de neutrons excore installés à l’extérieur du cœur. Ces détecteurs appartiennent à ce qu’on appelle le système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Étant donné que le flux neutronique couvre une large plage (environ 12 décennies), trois plages d’instrumentation sont utilisées pour obtenir des mesures précises du niveau de flux:
    • Détecteurs de plage source
    • Détecteurs à portée intermédiaire
    • Détecteurs de plage de puissance
  • Incore Nuclear Instrumentation . 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 comprend:
    • Système de surveillance du flux de neutrons Incore
    • Système de surveillance de la température Incore

Les deux systèmes sont basés sur la détection de neutrons. Le flux neutronique est généralement mesuré par des détecteurs de neutrons excore installés à l’extérieur du cœur. Ces détecteurs appartiennent à ce qu’on appelle le système d’instrumentation nucléaire d’Excore (NIS) . Le flux de neutrons et sa distribution dans le cœur sont généralement mesurés par un système incore , installé à l’intérieur du réacteur. Bien que le système d’instrumentation nucléaire fournisse une réponse rapide aux changements de flux de neutrons et qu’il soit irremplaçable, il doit être étalonné . La puissance thermique précise du réacteur ne peut être mesurée que par des méthodes basées sur le bilan énergétiquedu circuit primaire ou bilan énergétique du circuit secondaire. Ces méthodes fournissent une puissance de réacteur précise, mais ces méthodes sont insuffisantes pour les systèmes de sûreté. Les signaux entrant dans ces calculs sont, par exemple, la température de la jambe chaude ou le débit à travers le système d’eau d’alimentation et ces signaux changent très lentement avec les changements de puissance neutronique. En d’autres termes, la puissance thermique mesurée par des méthodes calorimétriques est précise, tandis que la puissance nucléaire mesurée par des détecteurs de neutrons excore est le seul système capable de détecter rapidement une excursion de réactivité.

Taux de réaction – Proportionnalité entre le flux de neutrons et la puissance thermique

Voir aussi: Taux de réaction

La connaissance du  flux neutronique (la  longueur totale du trajet  de tous les neutrons dans un centimètre cube en une seconde) et  des sections efficaces macroscopiques  (la probabilité d’avoir une interaction  par centimètre de longueur de trajet ) nous permet de calculer le taux d’interactions (par exemple le taux des réactions de fission). Cette vitesse de réaction  (le nombre d’interactions ayant lieu dans ce centimètre cube en une seconde) est alors donnée en les multipliant ensemble:

où:

Ф –  flux neutronique  (neutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ –  section microscopique  (cm ² )

N –  densité du nombre atomique  (atomes.cm ^-3 )

La vitesse de réaction pour différents types d’interactions est trouvée à partir du type de section approprié:

• • • Σ _t  . Ф – vitesse de réaction totale
    • Σ _a  . Ф –   vitesse de réaction d’ absorption
    • Σ _c . Ф –   vitesse de réaction de capture radiative
    • Σ _f . Ф –   vitesse de réaction de fission

Pour déterminer la  puissance thermique , nous devons nous concentrer sur la  vitesse de réaction de fission . Pour simplifier, supposons que le  matériau fissile  est uniformément réparti dans le réacteur. Dans ce cas, les  coupes macroscopiques  sont indépendantes de la position. La multiplication du  taux de réaction de fission  par unité de volume ( RR = Ф. Σ ) par le  volume total  du cœur (V) nous donne le  nombre total de réactions  se produisant dans le cœur du  réacteur  par unité de temps. Mais nous savons également que la quantité d’  énergie libérée par une réaction de fission  est d’environ  200 MeV / fission. Maintenant, il est possible de déterminer la  vitesse de libération d’énergie  (puissance) due à la réaction de fission. Il est donné par l’équation suivante:

P = RR. E _r  . V = Ф. Σ _f  . E _r  . V = Ф. N _U235  . σ _f ²³⁵  . E _r  . V

où:

P – puissance du réacteur (MeV.s ^-1 )

Ф – flux neutronique (neutrons.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – section microscopique (cm ² )

N – densité du nombre atomique (atomes.cm ^-3 )

Er – l’énergie moyenne récupérable par fission (MeV / fission)

V – volume total du cœur (m ³ )