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

Aziz Abdellahi

Masters thesis (2009)

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Cite this document: Abdellahi, A. (2009). Étude de sûreté du SCWR par prise en compte du couplage neutronique-thermohydraulique (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/170/
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Abstract

Résumé 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---------- Abstract The Generation IV Forum is an international initiative that aims at designing improved nuclear reactors. These reactors should come into production in the next 40 years. Generation IV reactors will produce less radioactive waste, will have enhanced safety features, will resist nuclear proliferation and will be less expensive than current nuclear reactors. The SCWR (SuperCritical Water Reactor) is the main Generation IV concept being studied in Canada. The Canadian version of the SCWR follows the pressure tube reactor concept, much like today’s CANDU-6. However, the SCWR uses light water as coolant and slightly enriched uranium as fuel (4.25%). The pressure tubes are contained in heavy water, which acts as moderator. Maintaining the coolant at supercritical pressures will allow the reactor to reach higher thermal efficiencies than the CANDU-6 (45% compared with 30%-35%). Although safety is a key issue in Generation IV reactors, very few SCWR safety studies have been conducted so far. This project aims at addressing this issue by proposing a safety study that takes into account the coupling between neutronic and thermalhydraulic phenomena. Our objective is to analyze how the reactivity of the SCWR is affected by the total power of the reactor and by thermalhydraulic parameters such as the coolant’s mass flow rate, the coolant’s entry temperature and the coolant’s pressure. This analysis was done in comparison with CANDU-6 reactors. The neutronicthermalhydraulic coupling was put into place using the ARTHUR code, developed at Ecole Polytechnique de Montreal. ARTHUR allows data exchange between internal thermalhydraulic functions programmed in FORTRAN 90 and external neutronic codes. This tool was designed to simulate CANDU-6 reactors and therefore had to be adapted to take into account the presence of a supercritical coolant. The iterative solution procedure of the thermalhydraulic equations was also simplified to decrease

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau
Date Deposited: 15 Feb 2010 14:38
Last Modified: 27 Jun 2019 16:49
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/170/

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