Prise en compte d'un couplage fin neutronique - thermique dans les calculs d'assemblage pour les réacteurs à eau pressurisée

La simulation des coeurs des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est assurée par des codes informatiques qui permettent, sous certaines hypothèses, de calculer de façon approchée les grandeurs physiques d'intérêt comme le facteur de multiplication effectif, la nappe de puissance ou la distribution de température. Le schéma de calcul en neutronique repose sur trois grandes étapes : — la production d'une bibliothèque isotopique de sections efficaces ; — la production d'une base de données réacteur grâce au calcul d'assemblage ; — le calcul de coeur au complet. Dans le calcul d'assemblage, où l'équation du transport de Boltzmann est résolue sur une géométrie assemblage, la distribution de température est uniforme et constante en irradiation. Ceci constitue un ensemble d'approximations puisque, d'une part, la distribution de température dans l'assemblage n'est pas uniforme (forts gradients de température dans les crayons combustible, disparités entre les crayons) et d'autre part les propriétés thermiques des crayons évoluent sous l'effet de l'irradiation et modifient la distribution de température. L'objectif de nos travaux est d'implémenter un couplage neutronique-thermomécanique dans le calcul d'assemblage pour modéliser finement la distribution de température et d'en étudier les effets. L'étude est menée en utilisant le code APOLLO2 du CEA (Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives) pour la neutronique et le code C3THER d'EDF (Électricité De France) pour la thermique crayon. On montre que les effets du couplage à l'échelle du crayon combustible sont très faibles en comparant l'utilisation d'un profil de température et l'utilisation d'une température uniforme sur des combustibles de type UOX et MOX. Le couplage est porté à l'échelle de l'assemblage et on s'intéresse à la contre-réactivité thermique en présence de grandes lames d'eau à temps 0 sur un combustible de type UOX. On y montre une très faible influence sur le calcul du facteur de point chaud. Enfin, le couplage est introduit dans le calcul d'évolution et on montre que les écarts sur la réactivité et les concentrations isotopiques restent faibles bien que non négligeables pour des combustibles de type UOX et MOX. Le comportement particulier des crayons gadoliniés pour un combustible de type UO2Gd2O3 est mis en exergue.

Abstract

Core simulations for Pressurized Water Reactors (PWR) is insured by a set of computer codes which allows, under certain assumptions, to approximate the physical quantities of interest, such as the effective multiplication factor or the power or temperature distributions. The neutronics calculation scheme relies on three great steps : — the production of an isotopic cross-sections library ; — the production of a reactor database through the lattice calculation ; — the full-core calculation. In the lattice calculation, in which Boltzmann's transport equation is solved over an assembly geometry, the temperature distribution is uniform and constant during irradiation. This represents a set of approximations since, on the one hand, the temperature distribution in the assembly is not uniform (strong temperature gradients in the fuel pins, discrepancies between the fuel pins) and on the other hand, irradiation causes the thermal properties of the pins to change, which modifies the temperature distribution. Our work aims at implementing and introducing a neutronics-thermomechanics coupling into the lattice calculation to finely discretize the temperature distribution and to study its effects. To perform the study, CEA (Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives) lattice code APOLLO2 was used for neutronics and EDF (Électricité De France) code C3THER was used for the thermal calculations. We show very small effects of the pin-scaled coupling when comparing the use of a temperature profile with the use of an uniform temperature over UOX-type and MOX-type fuels. We next investigate the thermal feedback using an assembly-scaled coupling taking into account the presence of large water gaps on an UOX-type assembly at burnup 0. We show the very small impact on the calculation of the hot spot factor. Finally, the coupling is introduced into the isotopic depletion calculation and we show that reactivity and isotopic number densities deviations remain small albeit not negligible for UOX-type and MOX-type assemblies. The specific behavior of gadolinium-stuffed fuel pins in an UO2Gd2O3-type assembly is highlighted.