NUCLEAR STRUCTURAL ENGINEERING 1 (1965) 127-131. NORTH-HOLLAND PUBLISHING COMP., AMSTERDAM

Q U E L Q U E S E X P E R I E N C E S R E L A T I V E S A LA P R O T E C T I O N D E S PILES A G R A P H I T E R E F R O I D I E S A U G A Z

E T C O M P A R A I S O N A V E C LE C A L C U L * **

P. L A F O R E D$partement des Etudes de Pi les ,

Centre d 'Etudes Nucl~aires de Fontenay-aux-Roses , France

Received 28 March 1964

Exper iments designed to yield information on la tera l shielding and in pa r t i cu la r on the sources of c ap tu re -gamma rays in graphite r eac to r s were ca r r i ed out in NAIADE I, which used as source a natu- r a l - u r a n i u m plate emit t ing 4 × 107 n cm -2 s -1. The exper imenta l r e su l t s obtained in different graphi te , i ron and concrete mock-ups were used to work out methods of calculat ion applicable to r e a c t o r s . These methods were checked by means of m e a s u r e m e n t s made in the l a te ra l shielding of the EDF-1 r eac to r .

In o rder to a s s e s s the damage l iable to occur in p r e s s u r e vesse l s , we re l a t ed in a g r aph i t e - r eac to r spec t rum the changes occurr ing in the mechanica l c h a r a c t e r i s t i c s of s tee l to the integrated flux m e a s - ured • by means of phosphorus de tec tors ; the attenuation in the graphi te of the flux respons ib le for the damage and the flux measu red with the phosphorus de tec tors were compared.

In r e a c t o r s fitted with exchangers where the inside of the p r e s s u r e vesse l genera l ly has to be acces - s ible during shut-down, the act ivat ion of s t ruc tu ra l ma te r i a l s brought about by neutrons f rom per fo ra ted r e f l ec to r s is a pa r t i cu la r ly impor tan t p roblem. A number of p re l imina ry invest igations have been c a r - r i ed out in the MARIUS assembly . These have mainly involved the study of fas t -neu t ron sources inside the core . This work is due to be continued in a sub -c r i t i ca l mock-up being built at Fontenay-aux-Roses .

1. E T U D E DES P R O T E C T I O N S L A T E R A L E S

L a m e s u r e du f lux t h e r m i q u e darts d e s p r o t e c - t i o n s l a m e l l a i r e s g r a p h i t e - f e r - b ~ t o n e s t i m p o r - t a n t e f~ deux p o i n t s de vue : a. p r ~ v i s i o n d e s g a m m a de c a p t u r e e t p a r s u i t e

d e s ~ c h a u f f e m e n t s e t d e s d o s e s b i o l o g i q u e s , b. p r ~ v i s i o n de l ' a c t i v a t i o n d e s m a t ~ r i a u x .

D a n s le b ~ t o n e t s u r t o u t d a n s le g r a p h i t e i l e x i s t e un f lux t h e r m i q u e p a r f a i t e m e n t d~f in i e t s a m e s u r e , so i t a v e c d e s c o m p t e u r s B F 3, so i t a v e c d e s d 6 t e c t e u r s de m a n g a n e s e , ne p o s e p a s de p r o b l ~ m e s .

D a n s d e s ~ p a i s s e u r s i m p o r t a n t e s de f e r ou e n g ~ n ~ r a l d a n s l e s m i l i e u x c a p t u r a n t s , la r ~ p o n s e du m a n g a n e s e ne c o r r e s p o n d p a s fl un v ~ r i t a b l e f lux t h e r m i q u e , n o u s a d m e t t o n s c e p e n d a n t que c e t t e r ~ p o n s e p e r m e t de d ~ f i n i r un f lux t h e r m i - que ~ q u i v a l e n t .

C e f lux d o n n e r a une p r ~ v i s i o n c o r r e c t e d e s c a p t u r e s e t de l ' a c t i v a t i o n d a n s le m a n g a n e s e en u t i l i s a n t l e s c o n s t a n t e s t h e r m i q u e s u s u e l l e s de

* P r e s e n t e d at Panel on Reactor Shielding, IAEA, Vienna, 9-13 March 1964.

** Accepted by J. But ler .

ce m a t ~ r i a u et on a v ~ r i f i ~ que d a n s le f e r c e t t e d ~ f i n i t i o n de f lux ~ q u i v a l e n t t h e r m i q u e p e r m e t - t a i t une p r ~ v i s i o n c o r r e c t e d e s g a m m a de c a p - t u r e .

L e s e x p e r i e n c e s ont ~t$ f a i t e s d a n s un g r a n d n o m b r e de m a q u e t t e s de p r o t e c t i o n au m o y e n du d i s p o s i t i f N a i a d e I. A t i t r e d ' e x e m p l e , je m o n - t r e r a i l e s r ~ s u l t a t s o b t e n u s p o u r deux m a q u e t t e s g r a p h i t e - f e r - e a u e t g r a p h i t e - f e r - b ~ t o n e t la c o m p a r a i s o n a v e c le c a l c u l ( d i f f u s i o n fi deux g r o u p e s ) don t l e s c o e f f i c i e n t s fi a p p l i q u e r p o u r l e s d i f f ~ r e n t s m i l i e u son t d o n n ~ s e n f i g u r e s 1 e t 2 [1].

L e s c o n s t a n t e s de d e u x i ~ m e g r o u p e son t l e s c o n s t a n t e s t h e r m i q u e s h a b i t u e l l e s c a l c u l ~ e s p a r t i r d e s c o n s t a n t e s m i c r 0 s c o p i q u e s d e s c o n - s t i t u a n t s .

L e s c o n s t a n t e s du p r e m i e r g r o u p e son t a j u s - t ~ e s d ' a p r ~ s l e s e x p e r i e n c e s s u r N a i a d e L

Le f lux c o r r e s p o n d a n t au p r e m i e r g r o u p e ne c o r r e s p o n d en v a l e u r a b s o l u e ~ l a r ~ p o n s e d ' a u - cun d ~ t e c t e u r , a u s s i , i l n ' e s t p a s r e p r e s e n t S . I1 e s t c a l c u l ~ au m o y e n de s o u r c e s e x p r i m ~ e s en n e u t r o n s de f i s s i o n .

P a r e x e m p l e ~ l ' e n t r ~ e d e s m a q u e t t e s d a n s N a i a d e le c o u r a n t e n t r a n t au s e n s de la t h ~ o r i e

12 8 P. LAFORE

1 0 e

107 o o o

,n IOE

o

10"

10 , I , I , I 1 0 2 0 4 0 6 0 8 0 c m

Fig . 1. Maquette g r a p h i t e - f e r - b ~ t o n . 40 e m C + 10 c m fer + 60 e m S + 8. Source: P laque U nature l ~) 60 c m

~met tant 4 X 107 n / c m S / s e c . o R e s p o n s e d e s d@tecteurs de m a n g a n e s e .

- - Th@orie a deux g r o u p e s .

10 8

f 10 ~

o

"~ ~o ~

lo"

I0~ 0 , I 2O

, i i , I

o

o

Groph i te Fer Eau

, I , i 4 0 6 0 8 0 c m

Fig . 2. Maquette G r a p h i t e - f e r - e a u . 60 c m C + 10 c m Fe + 50 crn eau. Source: P laque U nature l ~ 60 om

~met tant 4 × 10 '1 n / c m 2 / s e c . o R ~ p o n s e d e s d@tecteurs de m a n g a n e s e .

- - T h 6 o r i e a deux g r o u p e s .

F ig . 4 . Carte de f lux dans l a p r o t e c t i o n l a t ~ r a l e d ' E D F 1. V P o i n t s e x p ~ r i m e n t a u x (d@tecteurs de phosphore ) .

- - T h 6 o r i e d e s s e c t i o n s de d@plaeement.

108 I

106 •

10-2

l o 2

=x C._

~o ,~ 8%

Flux thermique

o

,.L '-~ 0

1 2 0 I A, 160 2~)0 c m 2 4 0

10 4

0 3

io ~

o

Fig . 3. P r o t e c t i o n la t~ra le E D F 1. F lux t h e r m i q u e e t d o s e y .

- - F lux t h e r m i q u e par "P6n~lope". & Flux t h e r m i q u e e x p e r i m e n t a l .

.... Dose y par "GASH/B". o D o s e y emper imenta le .

Io-"

ig'

A ' ' '

i

,o

1o'

I 0 80

V

B6tor,

I I I I 120 160 2 0 0 2 4 0 2 8 0

PROTECTION DES PILES A GRAPHITE REFROIDIES AU GAZ 129

Tableau 1 Constantes utfiis~es pour le programme P~n~lcpe. ~1°4I

Corps Dr ~ Dth

Graphite 1.7 0.079 0.9 0.0188

Fer 1.2 0.0816 0.37 0.69 1°~ / ~-

/ B~ton S + S, d = 2 .5 2 0 .1 0.5 0.145

B~ten Ba + Ba, d = 3.7 1 0.119 0.98 0.2 lO~[ -

B ~ t e n I + I , d = 4 . 8 1.1 0.141 1.16 0.3

Tableau 2 Constantes utilis6es pour le calcul des flux rapides

(phosphore) au moyen d'une th6orie de diffusion.

Corps

Graphite

Far

Eau (Derriere une grande ~pais. de graphite)

B~ton S + S

B~ton Ba + Ba, d = 3.7

D

0.08 8.4

0.168 4

0.113 6

0.100 6.75

0.12 5.60

de la diffusion es t p r i s ~gal ~ 2 × 107 neutrons par cm 2 seconds (la sou rce es t ~valu~e ~ 4 x 107 pour une pu i ssance de la pi le de 100 kW) [2].

Les m~mes m~thodes pe rme t t en t de p r~vo i r le flux t h e r m i q u e darts la p ro tec t ion la t~ra le d ' E D F 1 (fig. 3) et les expe r i ences sont en bon accord avec les m e s u r e s [3]. De m~me en ce qui conce rne la dose gamma d~duite des ca lcu l s [4, 5].

Le flux rap ide m e s u r ~ par l e s d~tec teurs de phosphore , et expr im~ en hombre de neutrons de f i s s ion ~quivalents , a ~ge lement ~t~ mesu r~ dans les rnaquettes et in terpr~t~ au moyen de la th~o- r i e de la diffusion ~ 1 groupe. Les constantes u t i l i s e r sont donn~es en tableaux 1 et 2.

La co r r e spondance en t re l ' exp~r i ence et le calcul es t convenable en ce qui conce rne la p r o - tec t ion l a t~ra le d 'EDF 1 (fig. 4). La p r~v is ion de ce flux rap ide es t pa r t i cu l i~ r emen t ut i le s i l ' on veut ~tre en m e s u r e de donner des indicat ions sur les d~g~ts poss ib l e s dans les mat~r iaux de s t r u c t u r e et sur la va r i a t ion ~ventuel le de con- duct ibi l i t~ t h e r m i q u e du graphi te du r~f lec teur .

I1 faut cependant rioter que dans ~pa i s seurs impor tan tes de fe r , le ca lcul ne donne pas de boris r~su l t a t s darts la zone m~diane de la plaque de f e r et ce la p rov ien t du fair que l ' a c t iva t ion du manganese ne co r r e spond plus dans ce t te r~gion aux neut rons t h e r m i q u e s ma i s aux ~p i the rmi - ques.

En ea lculant les g a m m a de cap ture on se rend

10

rnb

~b lbO

Fig. 5a. arw(E) du fer.

I f

S I

1000 E (keV)

lO ~

,d

10

1__

o

10 100 1000 10000 keY

Fig. 5b. Sections efficaces des d6tecteurs de neutrons rapides.

4 Siliciurn-

3 S A / Fer"

~ f

1

c lb ~ 3b 20 5b 6b 7'0 Distance de raxe du I~rreau (en cm)

Fig. 6. Rapport de la r~ponse de d~teoteurs par rapport ~. la r~ponse du phosphore.

130 P. LAFORE

compte a lors que cette sous es t imat ion est sans influence pra t ique notable.

Le tableau 3 donne la compara i son ent re ca l - cul et exper ience dans le r~f lec teur EDF 1 pour un flux de 108 n / c m 2 / s e c au centre .

2. DOMMAGES SUR LES CAISSONS D'ACIER

La d~terminat ion des dommages cr~6s par les neut rons rapides dans l ' a c i e r est un probl~me off l ' on manque de donn~es de base fondamentales . En pa r t i cu l i e r , on poss~de peu de r ense igne - ments sur le nombre de d~gfits en fonction de l '~nerg ie des neut rons . D 'au t re par t , i l est t r~s difficile d ' ex t rapo le r des r~su l ta t s obtenus ft pa r t i r d 'une nuance d ' a c i e r par t icu l i~re .

Pour d~ te rminer les dommages dans le ca i s - son du r~ac teur EDF 1, nous avons ut i l is~ les r~su l ta t s d 'une i r r ad ia t ion d ' a c i e r AMMO du ca i s son dans le r~ac teur G1 ~ la t empera tu re de 180°C [6]. Le flux de neut rons rap ides a ~t~ me- sur~ avec des d~tecteurs de phosphore [7, 11].

Pour t en i r compte de la dif ference de spec t re de neut rons ent re le coeur d 'un r~ac teur et la sor t ie d 'un r~f lec teur de graphite , nous avons mis au point une m~thode de Monte-Car lo qui, pa r t i r des sources de f i s s ion dans un b a r r e a u d ' u r an ium, pe rme t de d~ te rmine r dans le g r a - phite l a r~ponse de diff~rents d~tecteurs de neu- t rons rapides (phosphore, rhodium, diodes au s i l ic ium) jusqu'f~ des d i s tances de 80 cm et d ' e s - t i m e r a ins i les d~fauts c rags darts le fer jusqu'ft une dis tance de 80 cm [8].

Nous donnons en f igures 5a et b les sect ions eff icaces en fonction de l ' ~ne rg ie de ces d i f f , - r en t s d~tecteurs [9, 10].

Nous avons a ins i ddtermin~ les rappor t s en- t r e les flux d~termin~s au moyen de ces d~tec- t eu r s et du d~tecteur de phosphore chois i comme r~f~rence fi diff~rentes d i s tances du b a r r e a u (voir fig. 6). On volt que ces rappor t s semblent t endre ve r s une va leur asymptotique. Nous pou- vons donc t en te r d '~va luer les dommages cr~6s darts un ca i s son ~ p a r t i r d 'une m e s u r e de flux de neu t rons avec un d~tecteur de phosphore.

Tableau 3

Canal de Entree coeur- Entr@e du d@gainage r@flecteur caisson

Calcul Exp~r. Calcul 1E~p~r: Calcul Exp@r,

Flux phosphore

6.75x106 1.2x107 3.45x10612.SX 10611.88x104 2.5x104

Flux responsable des dommages

1.38x10 ? 16.4 x 106 4x104 I

3. ETUDE DES REFLECTEURS TROUES

La protec t ion axiale des r~ac teu r s ~ graphite est g~n~ralement perc~e de t rous . Dans les pi les ~ ~changeurs int~gr~s off l ' acc~s ~ l ' a r r ~ t

l l I i ] l ' I t l 1 1 1 ~ ] l ' l ' l l l l l ~

11~0 Grophite IronbJrn

id

ld

1o ° i

C o e u r Face cle sortie '

du r~flecteur 2~o ' 24o ' 2~o ' 2~o~'2~.'

Fig. 8. Courbes de flux pbosphere ~ = 110 ram. • Canal 0 (graphite). R~flecteur bouoh~. + Canal 6F (uranium). - - - - R~flecteur d~bouoh6.

0~1 , J J J ~ i i = 1 I ~ t ' I 2 0 ¢ m 2 5

D I s t o n c e o u c e n t r e de Lo ce l kJk~

Fig. 7. Structure flue phoaphore clsa~ Line cel lu le Ma- r ius. Pss: 317. DLametxe canal: 110. Baz~eau p lea :

50.

PROTECTION DES PILES A GRAPHITE REFROIDIES AU GAZ 131

es t demandd, le p rob lbme de l ' ac t iva t ion des s t r u c t u r e s due aux neutrons i ssus des r 4 f l e c - t e u r s t rou4s est t r b s important .

Cet te 4tude a dt4 commenc4e sur l ' e m p i l e - merit c r i t ique Marius . E l le a cons is t4 tout d ' abord darts la d4 te rmina t ion des sou rces de neutrons r ap ides dans le coeur [12].

Nous donnons en f igure 7 la va r i a t ion du flux rap ide dans une ce l lu le de pas 317 mm perc4 d 'un canal de 110 mm de d iambtre .

Nous avons m e s u r 4 d ' au t r e pa r t la va r i a t ion de flux rapide dans un rd f l ec t eu r trou4. Nous donnons en f igure 8 les courbes de flux rap ide dans un t rou en face du combust ib le et dans le graphi te voisin. Ces courbes sont compar4es avec ce l l e s obtenues dans un r4 f l ec t eu r plein. On consta te qu ' i l n 'y a pas de fo r t e s h4tdrog4ngit4s de flux dans le r4 f lec teur .

Etant donn4 l ' i m p o r t a n c e de la quest ion pour les r 4 a c t e u r s ~ 4changeurs in tegr4s , de nouvel - les exp4r i ences sont envisagdes .

4. CONCLUSION

En r4sum6, i l me semble que les expdr i ences sur maque t tes et sur les p i les en s e r v i c e sont ind ispensables et q u ' e l l e s doivent p e r m e t t r e l ' a j u s t emen t de m4thodes de ca lcul s imples , l e s seu les en r4al i t4 suscep t ib les d ' e t r e u t i l i s4es pour les p ro j e t s de rgac teur .

REFERENCES

1) Formulaire sur le calcul de la protection des r~ac- teurs, Rapport CEA no. 2253.

2) P.Lafore, J .P .Mil lo t et J.Rastoin, Puissance de la plaque d'uranium de Naiade, Rapport CEA no. 792.

3) J. Brisbois, M.Lott et A.Sonnet, Etude de la pro- tection du rdacteur EDF 1, Rapport DEP/SEPP no, 267/63.

4) D.E.Bendall, A programm for calculating the gamma ray flux through a multilayer shield, AERE R-2882.

5) M. Lott, J.Rastoin et J.Roussel, R~alisation d'un dosim~tre gamma ~ anthracene, Rapport DEP/P / FAR 58/318.

6) J. Lemaire, E.Cibois et H.Weisz, Contribution 1'dtude de la fragflisation par irradiation neutro- nique des aciers soudables au manganese-molyb- d~ne, Proc. Conf. Radiation Damage in Solids, Ve- nise 7-11 mai 1962.

7) J. Brisbois, Mesure des flux de neutrons rapides ~t 1'aide de d~teeteurs de phosphore, DEP/SEPP no. 214/62.

8) J. Culambourg, P.I.afore et Sivag~,n,m, Calcul par une m~thode de Monte-Carlo de la r~partition des neutrons issus d'un barreau fissile, Rapport DEP/SEPP no. 240/62.

9) R. Beauge, Sections effioaces pour les d6tecteurs de neutrons par activation recommand6es par le Groupe Dosim6trie d'Euratom, DPE/SET.

10) P.Dulieu et J.Rastoin, Les d~tecteurs de domma- ges darts le cadre des 6tudes de protection, ~t pa- Bull. Inf. Tech. Sci. CEA no. 82 (1964).

11) J.Brisb0is, Mesures des flux de neutrons darts le r6acteur de puissance G1, Rapport DEP/SEPP no. 268/63.

12) J .Brisbois, J .C.Edeline, P.Ko et G.Cabaret, Ex- periences de protection darts l 'empilement Marius; Etude d'un r6flecteur trout, communication privcSe.