CLEANING AND DISMANTLING OF HOT CELLS DEDICATED TO MECANICHAL TREATMENT AND SHEARING OF SPENT FUEL - CRITICALITY SAFETY ISSUES

Autor: Cholvy, L., Fabry, Christian
Přispěvatelé: CEA-Direction des Energies (ex-Direction de l'Energie Nucléaire) (CEA-DES (ex-DEN)), Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), CADARACHE, Bibliothèque, CEA-Direction de l'Energie Nucléaire (CEA-DEN)
Jazyk: angličtina
Rok vydání: 2019
Předmět:
Zdroj: 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety(ICNC-2019)
11th International Conference on Nuclear Criticality Safety(ICNC-2019), Sep 2019, Paris, France
Popis: The Marcoule Pilot Plant ("Atelier Pilote de Marcoule"-APM) was a semi-industrial facility dedicated to the reprocessing of spent fuel. It was used to validate the reprocessing flowsheets for natural uranium fuels, then fast neutron reactor fuels and light water reactor fuels. Since 1997, operation has been stopped and the plant is being cleaned up and dismantled. APM includes three nuclear buildings (211, 213, and 214). Building 214, operated from 1988 to 1997, was used for the storage, mechanical treatment and dissolution of spent fuel, as well as clarification of dissolution solutions. This building includes cells 418 and 421, which are dry "hot cells" (high dose level), where fuel cases were opened and fuel pins were sheared. The remaining fissile materials in these cells are mostly powders accumulated during operation, mainly in Cell 418. The preparatory operations for dismantling can be divided into two main steps:-First, equipment cleaning and disassembly were carried out, with no significant modification of the criticality safety case,-Then, dismantling operations, with the cutting of process equipment and wet cleaning were initiated. These operations required the development of a new criticality safety case. The aim of this paper is to present the issues associated with the new criticality safety case with regard to this second step, including:-The evaluation of the masses of fissile material initially remaining in the cells, and removed in the waste produced during dismantling,-The choice of criticality control modes, taking into account the progress of the operations: limitation of mass and moderation, then limitation of the mass only (no moderation limit),-The choice of the fissile reference medium, which required a specific justification given the various types of fuels that have successively been treated in the cells,-The criticality calculations carried out and the criticality safety case, which includes a follow-up of the recovered masses of fissile material, with associated limits and hold points. In addition concerning criticality safety, feedback from the dismantling operations carried out to date will be presented. In particular, the evaluation of the masses of fissile material actually recovered will be compared with the limits associated with hold points, and with the maximum permissible limits for subcriticality.
L’Atelier Pilote de Marcoule (APM) était une installation semi-industrielle dédiée au retraitement des combustibles irradiés. Cette installation a été utilisée pour valider, à une échelle pilote, les schémas de retraitement de combustibles usés issus de réacteurs à uranium naturel, puis de réacteurs à neutrons rapides ainsi que de réacteurs à eau légère. Depuis 1997, l’exploitation est arrêtée et l’installation est en cours d’assainissement et de démantèlement. L’APM comprend trois bâtiments nucléaires (211, 213 et 214). Le bâtiment 214, exploité de 1988 à 1997, était dédié à la réception, l’entreposage, le traitement mécanique et la dissolution des combustibles usés, ainsi qu’à la clarification et à l’ajustage des solutions de dissolution. Il comprend notamment les Cellules 418 et 421 basse, cellules sèches de traitement mécanique où étaient assurés l’ouverture des étuis de combustible et le cisaillage des aiguilles dans le panier de dissolution. Les reliquats de matières fissiles dans ces cellules se présentent essentiellement sous forme de poudres, accumulées progressivement en cours d’exploitation, principalement dans la Cellule 418. Dans le cadre des opérations préparatoires au démantèlement de l’installation : - dans un premier temps, des nettoyages et démontages d’équipements de ces deux cellules ont été réalisés dans le cadre du référentiel de sûreté-criticité d’exploitation, - par la suite, des opérations de démontage, de découpe des équipements de procédé et d’assainissement humide de ces deux cellules ont été engagées. Ces opérations ont nécessité l’élaboration d’un nouveau référentiel et d’une nouvelle démonstration de sûreté-criticité. L’objectif de cette publication est de présenter, pour ce qui concerne cette seconde étape, les problématiques associées à la nouvelle démonstration de sûreté-criticité, en particulier : - l’estimation des masses de matières fissiles présentes dans les cellules à l’état initial, et évacuées dans les déchets produits au cours du chantier, - le choix des modes de contrôle retenus en fonction de l’avancement des opérations, à savoir la limitation de la masse et de la modération, puis la limitation de la masse (à modération quelconque), - le choix du milieu fissile de référence, qui a nécessité une justification particulière compte tenu des différents types de combustibles ayant successivement transité dans les cellules, - les calculs de criticité réalisés et l’analyse de sûreté-criticité, intégrant un suivi des masses de matières fissiles récupérées, avec des limites et des points d’arrêts associés. Par ailleurs, le retour d’expérience, vis-à-vis du risque de criticité, des opérations d’assainissement réalisées à ce jour sera présenté. En particulier, l’évaluation des masses de matières fissiles effectivement récupérées sera comparée aux seuils retenus pour les points d’arrêts et aux limites maximales admissibles vis-à-vis du risque de criticité.
Databáze: OpenAIRE
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