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Les dispositifs d'irradiation

Le RJH offre une occasion unique de développer une nouvelle génération de dispositifs expérimentaux. Ceux-ci répondront à la fois aux objectifs de mise à jour scientifique et technologique de l’'Etat de l'art et aux futurs besoins des utilisateurs.

Le développement des dispositifs expérimentaux et des programmes connexes exige des collaborations internationales. Ceci pour bénéficier de la plus large expérience disponible et pour accroître la masse critique de compétences transversales.

Le CEA avec ses collaborateurs internationaux développe un premier volet de dispositifs expérimentaux pour le démarrage du réacteur (dispositifs MADISON, ADELINE et MICA) orientés sur le soutien aux réacteurs de puissance à eau (LWR). Il prépare également un second volet de dispositifs expérimentaux (appelés dispositifs en cours de développement ou en phase de faisabilité) orientés également sur le soutien aux réacteurs de la génération 4 (Gen IV), en rupture technologique par rapport aux réacteurs à eau. Les diapositives ci-dessous donnent un aperçu de ces développements.

Capacités expérimentales RJH


Les dispositifs disponibles au démarrage du RJH Les dispositifs en développement Les dispositifs en étude de faisabilité


Dispositif MADISON

Spécificités du dispositif Madison Figure 1: Vue d'implantation du dispositif MADISON dans le RJH

Le "Multi-rod Adaptable Device for Irradiations of experimental fuel Samples Operating in Normal conditions" sera installé dans le réflecteur du réacteur RJH sur l'un des systèmes à déplacement et permettra d'irradier de 1 à 8 crayons combustibles expérimentaux (REP ou REB). Les expériences porteront sur leur comportement dans des conditions normales de fonctionnement de réacteurs de puissance n’allant pas jusqu’à la rupture de la gaine.

La partie du dispositif « en pile », abritera les échantillons combustibles expérimentaux. Elle sera connectée à une boucle reproduisant les conditions thermo-hydrauliques adéquates (température, pression, débit) et les conditions chimiques représentatives des réacteurs de puissance. Certains composants lourds de cette boucle seront installés « hors pile » dans une casemate expérimentale du bâtiment réacteur (voir figure 1).

Les expériences ciblées dans le dispositif portent sur l'évolution des propriétés du combustible (relâchement de gaz de fission, évolution de la microstructure,...) en fonction du taux de combustion ou de la puissance linéique. D'autres expériences sont également visées telles que le comportement des combustibles, suite à des variations lentes représentant des phénomènes transitoires dans les réacteurs de puissance ou à des irradiations de long terme.

Les performances attendues de ce dispositif sont ambitieuses:

La conception de la boucle à eau est assurée conjointement par le CEA et l'équipe d'ingénierie IFE du réacteur de Halden (Norvège) qui a une longue expérience dans la conception, la fabrication et l'exploitation de boucles de ce type. La conception d’ensemble de la boucle est en cours d’achèvement.
Le dispositif entrera ensuite en phase de réalisation, afin d’être disponible quelques mois après la divergence du RJH.

Les performances attendues de ce dispositif sont très ambitieuses :

La conception de la boucle à eau est confiée à l'équipe d'ingénierie IFE du réacteur de Halden (Norvège) qui a une longue expérience dans la conception, la fabrication et l'exploitation d’une boucle de ce type. Le CEA a commandé en 2008 à IFE une étude de faisabilité pour adapter un dispositif de type Halden au RJH, pour une durée de 18 mois. Ce contrat visait à démontrer qu'un tel dispositif pouvait être adapté à la structure du RJH en conformité avec les normes de sécurité françaises.

Une fois la faisabilité confirmée (2010), le projet se poursuit par un contrat de conception détaillée de MADISON (années 2011-2015) visant à définir précisément tous les composants et à préparer l'analyse de sûreté de l'installation. La prestation d’IFE se poursuivra par la fabrication et la livraison du dispositif MADISON (années 2015-2017).

Les autres composants du dispositif (casemate, tube de force, fourreau porte-sondes) seront réalisés dès 2016.


Dispositif ADELINE

La première version du dispositif expérimental ADELINE sera dédiée aux tests de rampes de puissance.

Cette boucle sera capable de reproduire différents scénarios expérimentaux sur du combustible neuf ou pré-irradié tel que :
- Rampe de puissance
- Sur-pression interne du crayon combustible
- Analyse du volume libre de gaz dans le crayon combustible
- Conditions d’approche amenant à la fusion du centre de la pastille combustible

Ce sera une expérience mono-crayon avec une rupture de gaine possible selon le protocole expérimental.

La première version sera principalement dédiée aux rampes de puissance. Cela permettra une offre expérimentale au moins aussi bonne que celle actuelle sur le réacteur OSIRIS avec le dispositif ISABELLE1 dont ADELINE s’inspire. Cela nécessite une bonne précision sur le bilan thermique ainsi que sur le moment de la rupture de gaine et donc une bonne connaissance de la puissance linéique du crayon combustible induisant la rupture de gaine. De plus, des améliorations seront ajoutées afin d’une part d’obtenir une mesure en ligne de l’élongation du crayon combustible lors de la rampe de puissance et d’autre part de pouvoir effectuer plusieurs expériences durant un cycle du réacteur. La conception détaillée et la fabrication complète de ce dispositif à commencé en décembre 2014 (durée prévue de 3,5 ans).

Spécificités du dispositif ADELINE


Le dispositif acceptera différents types d’échantillons combustibles :

  • REP, VVER, REB (combustible de 5,5 à 14 mm de diamètre)
  • Combustible UO2 jusqu’à 12% d’enrichissement en U235
  • Combustible MOX jusqu’à 20 % de ration Pu/(U+Pu)
  • Aiguille combustible de 600 mm de long
  • Combustible frais et irradié jusqu’à 120 GWJ/tU

La séquence expérimentale est envisagée comme indiqué ci-dessous :

Un équipement de transfert sous eau a été conçu pour charger et décharger l’échantillon combustible sans déconnecter le dispositif ADELINE (parties en pile et hors pile maintenues connectées). Cela permettra de s’affranchir de période d’indisponibilité d’ADELINE durant les transferts vers les cellules chaudes.

Le bilan thermique sera basé sur différentes mesures de températures permettant une précision cible de 5 à 6 % sur l’estimation de la puissance linéique.

Sur le long terme, une seconde version de cette boucle pourrait être dédiée à l’étude du comportement post rupture de gaine couplée entièrement au laboratoire PF du RJH.

Pour plus d’information : présentation récente à la conférence IGORR15 (Version anglaise)


Dispositif MICA

MICA est un dispositif de type capsule dont l'objectif est l'étude des matériaux associés à la filière REL (température : 300-450°C maximum). Le dispositif, à diffuseur thermique statique NaK est placé en cœur du RJH. Bien que fortement inspiré du dispositif CHOUCA utilisé dans le réacteur OSIRIS, le dispositif MICA a fait l’objet d’une refonte complète de sa conception afin de satisfaire aux exigences et spécificités du RJH.

Le MICA est un dispositif de grande longueur (6,5 m) dont la partie en pile est composée d’une enceinte (diamètre extérieur 32 mm) et d’un porte-échantillons (volume utile : diamètre 24 mm / longueur 600 mm).

La température souhaitée dans les échantillons est obtenue principalement par l’échauffement nucléaire du cœur du RJH et régulée par des éléments chauffants électriques répartis axialement dans les structures du MICA.

 

example2

 

Trois dispositifs MICA afin d'être disponibles pour le démarrage du RJH.

 

Mise au point d’un procédé de traitement des déchets NaK du RJH

Les dispositifs expérimentaux CALIPSO et MICA qui seront exploités pour l’étude des matériaux dans le RJH utiliseront le NaK comme liquide caloporteur afin d’homogénéiser la température des échantillons testés. En fin d’utilisation, le NaK doit être transformé à l’aide d’un procédé sûr permettant de supprimer le risque chimique lié à sa réactivité, tout en produisant des effluents compatibles avec les filières d’élimination des déchets. Pour cela, un procédé physico-chimique de transformation du NaK a été mis au point à Cadarache.

La carbonatation a été identifiée comme le procédé de traitement le mieux approprié. Ce procédé, appliqué couramment à d’autres matériaux, permet de transformer le sodium en carbonates chimiquement neutres, grâce à l’injection d’un mélange de vapeur d’eau, de gaz carbonique et d’azote. Toutefois, la particularité du NaK d’être liquide en conditions ambiantes a nécessité une adaptation très spécifique et innovante du procédé pour éviter les phénomènes d’inclusion du NaK liquide dans la structure solide des carbonates. Un traitement sûr et efficace a ainsi été validé.

A terme, l’objectif est d’aboutir à l’intégration du procédé dans l’installation de traitement des déchets NaK du RJH, baptisée CARDENAK. Ce dispositif sera conçu et testé avant son implantation définitive sur le RJH.

Dispositif CLOE

Au regard de l’allongement de la durée de vie des réacteurs de puissance, les composants internes en acier vont voir leur dose d’irradiation augmenter, mettant en exergue leur sensibilité aux phénomènes de corrosion localisée, dits IASCC. Ces phénomènes complexes requièrent des expériences intégrales pour être réellement représentatives des conditions de fonctionnement en réacteur de puissance, et donc des dispositifs spécifiques dans des réacteurs de cherche MTR. Pour répondre à cette demande et en collaboration avec les équipes du DAE-BARC (Mumbaï) en tant que contribution in-kind de l’Inde, le CEA a initié la conception d’une boucle de corrosion sous irradiation, en conditions REP ou REB, nommée CLOE. Cette boucle sera située en réflecteur du RJH, et permettra d’appliquer une contrainte mécanique sur des éprouvettes en cours d’irradiation.

Dispositif MOLFI

Le dispositif MOLFI (MOLybdène 99 de FIssion) est destiné à irradier en réflecteur du Réacteur Jules HOROWITZ (RJH) des cibles enrichies en U-235 afin de produire du Mo-99 (produit de fission de l'U-235) pour les besoins de la médecine nucléaire (*).
(*) Par décroissance radioactive, le Mo-99, ainsi produit, se transforme en technétium Tc-99m (T1/2 ~ 6 h, g 140 keV). Le Tc-99m est le traceur le plus utilisé en médecine nucléaire (80 % des scintigraphies réalisées dans les services de médecine nucléaire sont réalisées à partir de Tc-99m).
Quatre emplacements en réflecteur du RJH sont dédiés à la production de Mo99. Les dispositifs MOLFI seront positionnés sur systèmes à déplacement de façon à permettre le chargement/déchargement des cibles MOLFI réacteur en fonctionnement.
En support à la conception, plusieurs maquettes à échelle 1 ont été réalisées (Système à déplacement, dispositif d'irradiation et outillages associés, système de réfrigération de sauvegarde, …). Le marché de réalisation pour la partie en pile du dispositif a été contractualisé en 2015. Les marchés de réalisation pour la partie à terre du dispositif et les outillages seront contractualisés en 2018.
Les dispositifs MOLFI permettront de produire 25 à 50% des besoins européens en Mo99 (2 à 4 millions de patients par an), 18 mois après la divergence du RJH.

Dispositif FUSERO

Dans le cadre du consortium RJH et des accords NNL-CEA, le SRJH accueille des collaborateurs (« secondee ») détaché de l’UKAEA – CCFE, Culham Centre for Fusion Energy. Ce centre, dans la campagne d’Oxford, assure  entre autre l’exploitation du Tokamak JET. Cette collaboration a d’ores et déjà permis de réaliser une étude de faisabilité de différents dispositifs d’irradiation pouvant être implantés dans le RJH (FUSERO) pour les besoins spécifiques de la communauté des matériaux appliqués à la Fusion. Il s’agit par exemple :

 

Bancs d'Examens Non Destructifs

Les bancs d’Examens Non Destructifs (END) du RJH ont pour objet d’examiner les échantillons combustibles ou matériaux irradiés dans les différents dispositifs d’essai (DEX) utilisés dans l’installation. Ces examens peuvent être réalisés  avant, au cours ou à la fin du processus expérimental, que ce soit à des fins de contrôle ou à des fins scientifiques.

Ces bancs se situent soit en cellules blindées soit en piscine, compte tenu de la nature irradiante des objets à examiner.

Deux bancs END sont localisés dans la piscine même du réacteur.

Le banc UGXR (Underwater Gamma X-Ray bench)

Ce  banc a la particularité de pouvoir réaliser des examens directement sur les DEX (dans certains cas, sans même les déconnecter). Il permet :
- la mesure, avant et après expérience, de la répartition spatiale des émetteurs gamma dans un crayon expérimental  (spectrométrie gamma),
- l’examen par imagerie X, radiographique et tomographique, de l’échantillon expérimental et des structures internes du DEX.
Il est à noter qu’un second banc UGXR équipe l’une des piscines d’entreposage du BAN et sera en particulier utilisé pour des examens requérant un long temps d’acquisition.

Le banc SIN (Système d’Imagerie Neutronique)

Le banc d’imagerie neutronique est un équipement complémentaire aux bancs UGXR. Il ne permet pas d’accueillir des dispositifs complets, mais des porte-échantillons ou porte-crayons qui ont été préalablement extraits de leur DEX en cellule chaude, séchés si besoin et reconditionnés dans un conteneur ad hoc.

Son utilisation présente aussi comme contrainte d’utiliser comme source de « lumière » le flux de neutrons sortant du cœur, alors que le banc UGXR utilise une source de lumière X indépendante.

Sa justification réside dans l’interaction très différente des neutrons avec la matière, par comparaison avec celle des photons.

Les neutrons, contrairement aux X, font en effet la différence entre isotopes fissile ou non et sont très sensibles à des traces d’eau, ce qui permet par exemple de détecter des crayons présentant des défauts d’étanchéité minimes. A ce titre, le banc SIN est un équipement requis par le processus de réalisation des rampes de puissance en conjonction avec le dispositif ADELINE.

Formation aux Règles de Conception et Construction des Matériels mécaniques des Réacteurs eXpérimentaux

Comment partager les bonnes pratiques industrielles sur les dispositifs expérimentaux et les équipements d’examen non destructifs entre partenaires ? Le CEA, s’est attelé au sujet avec AREVA et EDF et a publié un code validé par les autorités de sûreté (la version anglaise officielle sera publiée par l’AFCEN).

Le CEA propose régulièrement ce type de formation avec l’INSTN. Par exemple :

En savoir plus sur ces formations

 

Autres dispositifs étudiés

 

The Jules Horowitz Reactor Research Project: A New High Performance Material Testing Reactor Working as an International User Facility – First Developments to Address R&D on Material (Gilles Bignan , Christian Colin, Jocelyn Pierre, Christophe Blandin, Christian Gonnier, Michel Auclair, Franck Rozenblum)

Voir la présentation à MINOS 2015

Fuel and material irradiation hosting systems in the Jules Horowitz Reactor (J. Pierre, P. Jaecki, P. Roux, C. Colin, T. Dousson, L. Ferry, J. Estrade, C. Gonnier, C. Blandin*)

Voir la présentation lors du EHPG Meeting 2014

Test devices in Jules Horowitz Reactor dedicated to the material studies in support to the current and future Nuclear Power Plants (C. Colin, J. Pierre, C. Blandin*, C. Gonnier, M. Auclair, F. Rozenblum)

Voir la présentation lors de FONTEVRAUD 2014

The LORELEI Test Device for LOCA Experiments in the Jules Horowitz Reactor (L. Ferry, D. Parrat, C. Gonnier, C. Blandin*, Y. Weiss, A. Sasson, & al)

Voir la présentation lors du TOP FUEL 2014


* Corresponding author : marie-pierre.ferroud-plattet@cea.fr Page up

Revision : 2018-03-20
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