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Méthodes d'optimisation des paramètres 2D du réflecteur dans un réacteur à eau pressurisée

Thomas Clerc

Masters thesis (2013)

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Cite this document: Clerc, T. (2013). Méthodes d'optimisation des paramètres 2D du réflecteur dans un réacteur à eau pressurisée (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/1154/
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Abstract

RÉSUMÉ Les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) constituent la majorité des réacteurs nucléaires civils en exploitation aujourd'hui à travers le monde. En particulier, c'est cette technologie qui équipe l'ensemble du parc nucléaire d'Électricité De France (EDF). Les réacteurs à eau pressurisée sont classés dans la catégorie des réacteurs thermiques, car ce sont principalement les neutrons lents, de faible énergie qui contribuent à la réaction de fission. L'eau légère, maintenue sous pression, joue à la fois le rôle de caloporteur et de modérateur. La partie active du cœur est constituée d'assemblages combustibles contenant de l'uranium faiblement enrichi en isotope 235. Autour de la partie active se situe le réflecteur: il s'agit d'une zone principalement constituée d'eau et d'acier qui sert à la fois à protéger la cuve des radiations, à ralentir les neutrons et à les réfléchir vers l'intérieur du cœur. Les neutrons participant à la réaction de fission, l'étude de leur comportement est primordiale pour comprendre le fonctionnement du réacteur. Ce comportement est régi par l'équation de transport des neutrons, qui est très complexe à résoudre numériquement et nécessite un temps de calcul très important. Les codes de cœur que nous allons utiliser ici résolvent donc une équation simplifiée afin d'approcher le comportement des neutrons dans le cœur, en un temps acceptable. Il s'agit de l'équation de la diffusion, ou d'équations de transport approchées de type SPN, ou de transport pur SN. Le réflecteur possédant des caractéristiques physiques radicalement différentes de celles du combustible, son dimensionnement est essentiel afin de décrire convenablement le comportement des neutrons. Les méthodes actuelles de calcul des paramètres du réflecteur d'EDF reposent sur la méthode de Lefebvre-Lebigot. Cette méthode s'applique lorsque l'on discrétise le continuum d'énergie des neutrons en deux groupes d'énergie, et que l'on travaille avec un opérateur de diffusion. Cette méthode permet de calculer les paramètres d'un réflecteur homogène. L'objectif de cette étude est de mettre en place un schéma de calcul capable d'évaluer les paramètres de réflecteurs hétérogènes, pour un maillage énergétique quelconque supérieur ou égal à 2 groupes, et pouvant s'appliquer à des opérateurs de diffusion ou SPN/SN. Pour ce faire, nous allons mettre en place deux schémas permettant de réaliser un tel calcul de réflecteur.----------ABSTRACT With a third of the reactors in activity, the Pressurized Water Reactor (PWR) is today the most used reactor design in the world. This technology equips all the 19 EDF power plants. PWRs fit into the category of thermal reactors, because it is mainly the thermal neutrons that contribute to the fission reaction. The pressurized light water is both used as the moderator of the reaction and as the coolant. The active part of the core is composed of uranium, slightly enriched in uranium 235. The reflector is a region surrounding the active core, and containing mostly water and stainless steel. The purpose of the reflector is to protect the vessel from radiations, and also to slow down the neutrons and reflect them into the core. Given that the neutrons participate to the reaction of fission, the study of their behavior within the core is capital to understand the general functioning of how the reactor works. The neutrons behavior is ruled by the transport equation, which is very complex to solve numerically, and requires very long calculation. This is the reason why the core codes that will be used in this study solve simplified equations to approach the neutrons behavior in the core, in an acceptable calculation time. In particular, we will focus our study on the diffusion equation and approximated transport equations, such as SPN or SN equations. The physical properties of the reflector are radically different from those of the fissile core, and this structural change causes important tilt in the neutron flux at the core/reflector interface. This is why it is very important to accurately design the reflector, in order to precisely recover the neutrons behavior over the whole core. Existing reflector calculation techniques are based on the Lefebvre-Lebigot method. This method is only valid if the energy continuum of the neutrons is discretized in two energy groups, and if the diffusion equation is used. The method leads to the calculation of a homogeneous reflector. The aim of this study is to create a computational scheme able to compute the parameters of heterogeneous, multi-group reflectors, with both diffusion and SPN/SN operators. For this purpose, two computational schemes are designed to perform such a reflector calculation. The strategy used in both schemes is to minimize the discrepancies between a power distribution computed with a core code and a reference distribution, which will be obtained with an APOLLO2 calculation based on the method MOC.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie mécanique
Dissertation/thesis director: Alain Hébert and Hadrien Leroyer
Date Deposited: 23 Oct 2013 10:52
Last Modified: 24 Oct 2018 16:11
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/1154/

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