Étude de faisabilité d’un système NDA pour la caractérisation de prélèvement de corium à Fukushima, Japon

Portée :

Après l'accident de Fukushima au Japon, un projet a été initié par l'Institute de recherche internationale pour le démantèlement nucléaire (IRID) pour la récupération des débris de combustible du réacteur Daiichi.

IRID et l'un de ses membres, Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. (MHI), engagés dans un projet de recherche collaborative intitulé « Subventions aux entreprises pour le démantèlement et les déchets d'eau radioactive : développement des techniques d'enquête à l'intérieur du récipient à pression du réacteur » qui a été financé par le budget supplémentaire de 2014 du ministère du Commerce et de l'Industrie du Japon (METI).

Les résultats de cette entreprise ont été obtenus avec le soutien de Mirion Technologies.

Mirion a réalisé une étude de faisabilité pour la conception d'un système de dosage non destructif pour l'évaluation de la masse fissile dans les échantillons de corium.
Trois techniques de mesure ont été étudiées dans le cadre de cette étude :
- Spectrométrie gamma
- Comptage de coïncidence neutronique passive (PNCC)
- Mesure active de neutron par le filtre différentiel
Des échantillons seront faits d'un mélange non identifié de béton, d'acier inoxydable et de combustible usé fondu.
Le chargement des réacteurs à eau bouillante se compose de divers types de combustible, qui entraînent des paramètres supplémentaires non identifiés par rapport aux réacteurs à eau pressurisée.

Principaux pilotes du projet :

La gestion de la sécurité de la criticité, ainsi que la gestion des matériaux fissiles, sont des clés dans ce projet.
Le système NDA est destiné à mesurer la masse des principaux isotopes fissiles.
Les méthodologies de mesure de la combustion classique ne s'appliquent pas au combustible endommagé : les échantillons peuvent se composer d'un mélange de divers types de combustible.
Les multiples paramètres inconnus nécessitent de multiples techniques de mesure afin de pouvoir résoudre le problème.
Les matériaux très inhomogènes signifient que l'analyse en laboratoire entraînera des difficultés liées à la non-représentativité des échantillons. Une technique non destructive est donc nécessaire.
Le débit de dose autour du système NDA ne doit pas dépasser la valeur maximale admissible.
Les détecteurs eux-mêmes doivent être protégés de la substance radioactive à mesurer.

Solution CANBERRA™ :

Une étude bibliographique basée sur les designs existants a permis de définir une conception de base d'un système :
- Spectrométrie gamma collimatée avec des détecteurs HPGe
- Système de mesure neutron avec des tubes ³He enveloppés de cadmium dans un modérateur (HDPE), permettant une mesure passive et active (PNCC et DDA)
- Générateur de neutron pulsé D-T
- La capsule de l'échantillon est déplacée dans un tube qui traverse l'ensemble du système.
- Le blindage en plomb et HDPE empêchera les dommages aux tubes ³He et maintiendra un faible débit de dose à l'extérieur du système.
Une modélisation complète du système NDA a été effectuée à l'aide du code de calcul MCNP^®.
Des études paramétriques ont été réalisées pour couvrir toute la gamme des compositions d'échantillons susceptibles d'être rencontrées.
- Plusieurs centaines de calculations ont été effectuées.
Des réponses réalistes du système gamma et neutron ont été calculées.
L'analyse des incertitudes de mesure de spectrométrie gamma a été effectuée avec le module d'estimateur d'incertitude du logiciel ISOCS™.
Analyse des données du combustible usé pour trouver des caractéristiques intrinsèques valides pour tous les types de combustible dans le réacteur.

Instruments et techniques utilisés :

Algorithmes Genie™ 2000
Codes du calcul MCNP
Module ISOCS-IUE

Réalisations

Les technologies éprouvées des systèmes NDA avec des algorithmes de données standards et innovants ont été combinées pour montrer comment l'incertitude totale de la mesure peut être minimisée en tenant compte de toutes les variables. Exemple : Pour le dosage du DDA, des neutrons rapides et retardés ont été utilisés.
Évaluation de l'auto-blindage automatique pour la mesure neutron à l'aide de la technique « DDA ».
Calcul de l'activité minimale détectable et de la masse pour les nucléides d'intérêt.
Analyse approfondie de l'incertitude pour l'évaluation de l'incertitude totale de mesure.
Optimisation de la conception en termes de performances, de coût, de poids et de principes ALARA.

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