Validation de schémas de calcul APOLLO3 pour assemblages de type RNR

Les futures générations de réacteurs nucléaires sont déjà au stade de la construction pour certains et au stade de l'étude pour d'autres. Les réacteurs de 3ème et 4ème génération vont donc avoir besoin d'un code de calcul neutronique multifilières, c'est-à-dire un code « tout-terrain » permettant d'étudier différentes technologies de réacteur. Le code APOLLO3, développé au CEA Saclay, va donc hériter du patrimoine des codes APOLLO2 et ECCO/ERANOS pour assumer ce rôle de code multifilières. La validation est une étape essentielle au cours du développement d'un code de calcul neutronique. Elle intervient après la phase d'implémentaton et de vérification et permet à l'équipe de développement des schémas de calcul du CEA Cadarache d'avoir des retours sur le comportement du code de calcul dans diverses situations spécifiques. Le but de ce mémoire est de proposer une validation à temps 0 du schéma de calcul réseau de référence des RNR basé sur le nouveau code APOLLO3, en étudiant des configurations très variées. En trouvant des pistes et des axes de travail, ce mémoire doit fournir un travail préparatoire à la validation qui sera effectuée à Cadarache. La validation à temps 0 s'appuie sur l'utilisation de différentes configurations basées sur l'aiguille fissile et l'assemblage fissile. On effectue différentes types d'étude : géométrie, effets de vidange, impact du maillage énergétique AEMC-RNR-1200, impact de l'évaluation JEFF3.2 pour le Pu239. Le travail de validation est basé ici sur l'étude des résultats macroscopiques (keff, écarts en réactivité, flux, ...) et des résultats isotopiques (taux de fission et de capture pour le Pu239 et l'U238 par exemple). Cette validation prend comme référence le code Monte-Carlo TRIPOLI4. On précise que l'on travaille en réseau infini (absence de modèle de fuites, keff=kinf). La validation d'un motif cellule à temps 0 nous amené à un certain nombre de conclusions. Tout d'abord, nous avons vu que la configuration géométrique de la cellule utilisée dans les études de prédéfinition (configuration standard) est suffisamment hétérogène. En effet, les milieux vides qu'elle comporte sont nécessaires afin de tester le comportement du solveur de flux dans le vide. Nous avons détecté un premier problème avec le maillage ECCO 1968 groupes : le traitement de la fission du Pu239 (écart important autour de 10 keV). Néanmoins, la nouvelle évaluation JEFF3.2 permet de régler ce problème en diminuant de manière importante les compensations sur le taux de fission du Pu239. Une autre possibilité mise en avant pour combler cet écart est d'utiliser un maillage mieux adapté aux spectres spécifiquement rapides comme par exemple AEMC-RNR-1200. Enfin l'étude de configurations plus ou moins vidangées de la cellule a permis de confirmer le bon comportement du code APOLLO3 en situation de vidange. En effet, les écarts en réactivité en vidange (coefficient de vidange) calculés pour TRIPOLI4 et APOLLO3 sont cohérents. En passant à l'étude de l'assemblage fissile, on cherche à retrouver les mêmes conclusions. Effectivement, le traitement de la fission du Pu239 reste problématique dans le cas de l'assemblage fissile : elle y est même surestimée de façon plus importante.

Abstract

The next generation nuclear reactors are already under construction or under development in the R&D labs around the world. The 3rd and 4th generation nuclear reactors will need a neutronic calculation code able to deal with any kind of technology (FBR or PWR for example). APOLLO3, a new neutronic code developped by the Commissariat à l'Energie Atomique, will receive the heritage of his two predecessors, APOLLO2 (PWR) and ECCO/ERANOS (FBR), and to play a major role in the design of the next nuclear reactors. Validation is an essential step along the development of a deterministic neutronic code. It comes right after implementation and verification and it gives the team in charge of the calculation models in Cadarache the necessary feedbacks on the code's behaviour in various situations. This thesis goal is to suggest a validation (without evolution) of the current APOLLO3 reference calculation route used for FBR. This validation is supposed to be as complete as possible and to cover various configurations. This work will be a preparatory work for the complete validation which will be performed by the APOLLO3 project team in Cadarache. This validation is based on a study of various configurations composed of basic elements like pincells or assemblies. To complete this task, we study different aspects : geometry, sodium void effect, AEMC-RNR-1200 energy mesh, JEFF3.2 nuclear data evaluation for Pu239. We conduct a macroscopical study (multiplication factor, reactivity, neutron flux,...) and an isotopical study (fission and capture rates for Pu239 and U238 for example). We use TRIPOLI4, a Monte-Carlo simulation code, as a reference for all of our APOLLO3 calculations. We consider an infinite lattice (no neutron leakage model keff = k1). This first validation phase led us to several conclusions. First of all, we observed that the geometrical Configuration defined for the single pincell used in ASTRID predefinition studies is heterogeneous enough. Indeed, void media are really important to approve the behaviour of the APOLLO3 flux solver. The first issue we had was the treatment of the Pu239 fission rate with the ECCO-1968 energy mesh (important difference between APOLLO3 and TRIPOLI4 around 10 keV). Nonetheless, using the new evaluation of Pu239 fission in JEFF3.2 allowed to reduce significantly compensations concerning Pu239 fission rate. Another possibility to bridge this gap is use a new energetic mesh, more adapted to the fast spectra, AEMC-RNR- 1200. Finally, the sodium void effect study conducted on more or less diluted configurations of the single pincell confirms the right behaviour adopted by APOLLO3 when the sodium void is significant.