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Simulation numérique de l'effet du réflecteur radial sur les cellules REP en utilisant les codes DRAGON et DONJON

Najoua Bejaoui

Masters thesis (2012)

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Cite this document: Bejaoui, N. (2012). Simulation numérique de l'effet du réflecteur radial sur les cellules REP en utilisant les codes DRAGON et DONJON (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/1028/
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Abstract

Les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) constituent la flotte la plus importante de réacteurs nucléaires en opération dans le monde. Même si ces réacteurs ont été étudiés de façon extensive par les concepteurs et les exploitants en utilisant des méthodes numériques de plus en plus performantes, il reste encore certaines analyses qui, vu la complexite géométrique du coeur, n'ont pu être réalisées incluant l'analyse du comportement de flux de neutrons des cellules de combustible localisés à l'interface coeur réflecteur. Le schéma de calcul standard est basé actuellement sur une approche en plusieurs étapes s'adressant à différents échelles (cellule, assemblage et coeur complet). Lors de la première étape de calcul, on résout l'équation de transport sur une géometrie restreinte à deux dimensions (assemblage ou motif d'assemblages en milieu infini) associée à des maillages fins en énergie et espace. Le flux hétérogène en espace et en énergie ainsi calculé permet de produire des sections efficaces homogénéisées en espace et condensées en energie qui seront utilisées dans une seconde étape de calcul. Celle-ci permet de résoudre le probleme complet grâce à des maillages plus larges en énergie et en espace. Ce découplage de calcul en deux étapes est la source d'un biais méthodologique notamment à l'interface coeur/réflecteur : l'hypothèse de milieu infini employée pour le calcul de réseau est alors moins pertinente au voisinage du reflecteur représenté généralement par l'un de ces deux modèles: modèle de reflecteur équivalent basé sur le calcul des propriétés neutroniques d'un milieu homogène équivalent au réflecteur réel et modèle de matrice d'albedo permettant de calculer les coefficients de réflexion, ou albedo, à l'interface coeur/reflecteur. Le reflecteur permet de ralentir les neutrons fuyants à l'extérieur du réeacteur et de les renvoyer vers celui-ci. Cet effet conduit à deux pics de fission caractéristiques aux interfaces combustible/reflecteur, les taux de fission augmentant du fait de la plus grande proportion de neutrons réentrant. Ce changement de concentration neutronique se fait sentir surtout àa l'intérieur de l'assemblage situé en périphérie du coeur. Pour remédier à cet effet, nous avons, premièrement, simulé un assemblage périphérique en contact avec un réflecteur de type TMI-PWR et, deuxièmement, développe un schéma de calcul avancé permettant de prendre en compte l'environnement des assemblages périphériques et de générer des propriétes neutroniques du réflecteur équivalent. Ce schéma de calcul a été testé sur un coeur chargé de combustible neuf dépourvu de mécanisme de contrôle de réactivité. Les résultats ont démontré que la représentation des différentes couches de reflecteur et le calcul d'assemblage périphérique en milieu fini prennent en compte le déplacement du spectre énergétique à l'interface du coeur et entraînent une augmentation de la puissance au bord du----------Abstract The pressurized water nuclear reactors (PWRs) is the largest fleet of nuclear reactors in operation around the world. Although these reactors have been studied extensively by designers and operators using efficient numerical methods, there are still some calculation weaknesses, given the geometric complexity of the core, still unresolved such as the analysis of the neutron flux's behavior at the core-reflector interface. The standard calculation scheme is a two steps process. In the first step, a detailed calculation at the assembly level with reflective boundary conditions, provides homogenized cross-sections for the assemblies, condensed to a reduced number of groups; this step is called the lattice calculation. The second step uses homogenized properties in each assemblies to calculate reactor properties at the core level. This step is called the full-core calculation or whole-core calculation. This decoupling of the two calculation steps is the origin of method- ological bias particularly at the interface core reflector: the periodicity hypothesis used to calculate cross section librairies becomes less pertinent for assemblies that are adjacent to the reflector generally represented by these two models: thus the introduction of equivalent reflector or albedo matrices. The reflector helps to slowdown neutrons leaving the reactor and returning them to the core. This effect leads to two fission peaks in fuel assemblies localised at the core/reflector interface, the fission rate increasing due to the greater proportion of reentrant neutrons. This change in the neutron spectrum arises deep inside the fuel located on the outskirts of the core. To remedy this we simulated a peripheral assembly reflected with TMI-PWR reflector and developed an advanced calculation scheme that takes into account the environment of the peripheral assemblies and generate equivalent neutronic properties for the reflector. This scheme is tested on a core without control mechanisms and charged with fresh fuel. The results of this study showed that explicit representation of reflector and calculation of peripheral assembly with our advanced scheme allow corrections to the energy spectrum at the core interface and increase the peripheral power by up to 12% compared with that of the reference scheme.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau
Date Deposited: 26 Mar 2013 15:22
Last Modified: 27 Jun 2019 16:49
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/1028/

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