Étude de sûreté du SCWR par prise en compte du couplage neutronique-thermohydraulique

Le forum génération IV est une initiative internationale dont l'objectif est de concevoir à l'horizon 2050 des réacteurs de nouvelle génération. Ces derniers devront produire moins de déchets radioactifs, présenter une sûreté accrue, résister à la prolifération militaire et être moins coûteux que les réacteurs actuels. Le SCWR (SuperCritical Water Reactor) est le réacteur de génération IV le plus à l'étude au Canada. La version canadienne du SCWR est, tout comme les réacteurs actuels de type CANDU-6, un réacteur à tubes de force. Le caloporteur, sous forme d'eau légère supercritique, circule à l'intérieur des tubes de forces dans lesquels se trouvent le combustible enrichi. L'ensemble des tubes de force baigne dans un milieu modérateur constitué d'eau lourde. Le maintien du caloporteur supercritique à des températures élevées permettra d'obtenir un rendement thermique d'environ 45%, par rapport au 30-35% des réacteurs CANDU-6 actuels. Malgré l'importance de la sûreté dans la conception des réacteurs de génération IV, les analyses de sûreté du SCWR sont encore peu nombreuses. Le présent projet s'inscrit dans cette démarche, en proposant une première étude de sûreté du SCWR par prise en compte du couplage neutronique-thermohydraulique. L'objectif de ce projet est d'analyser le comportement de la réactivité du SCWR en réponse à des variations de puissance et des paramètres d'opération thermohydrauliques du réacteur (débit, température d'entrée du caloporteur et pression de sortie). L'analyse a été effectuée par comparaison avec le CANDU-6 et a été mise à bien à l'aide de l'outil de couplage neutronique-thermohydraulique ARTHUR, développé à l'École Polytechnique de Montréal. Cet outil, spécialisé pour le traitement du CANDU- 6, permet de coupler les résultats d'un code thermohydraulique programmé en FORTRAN 90 aux résultats de codes neutroniques. ARTHUR a dû être modifié pour