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Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère

Bastien Faure

Masters thesis (2016)

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Cite this document: Faure, B. (2016). Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/2162/
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Abstract

Le calcul neutronique du coeur d’un réacteur s’effectue classiquement en deux étapes : la résolution de l’équation de transport pour les neutrons sur un domaine élémentaire du cœur permet dans un premier temps de générer des paramètres, sections efficaces macroscopiques et éventuellement coefficients de diffusion, qui seront utilisés dans un deuxième temps pour le calcul du réacteur au complet. Dans la première étape, la cellule ou l’assemblage est calculé(e) en π mode fondamental ∫, le motif étant inséré dans un réseau infini et périodique de structures identiques. Cette représentation a l’avantage de la simplicité et permet une modélisation géométrique et spectrale fine pouvant être traitée en théorie du transport au prix d’approximations minimales. Elle suppose cependant que le coeur du réacteur puisse effectivement être représenté par un réseau périodique de domaines élémentaires, ce qui est en soi une approximation importante et, en outre, ne permet pas, a priori, de traiter les échanges de neutrons entre les différents motifs ou les fuites hors du réacteur. Le modèle de fuites propose à ce stade de corriger l’équation de transport par un terme de fuites neutroniques supplémentaires permettant de rendre compte de ce phénomène. Pour des raisons historiques, les méthodes numériques de résolution de l’équation de transport étant limitées par la puissance et la capacité des ordinateurs, le terme de fuites est classiquement modélisé par une probabilité de fuites homogène et isotrope dans un modèle de fuites homogènes. Portés par l’innovation technologique dans le domaine de l’informatique, des modèles de fuites hétérogènes, plus réalistes, ont été développés et implémentés dans plusieurs codes de calcul. Le présent travail de recherche propose d’étudier plusieurs de ces modèles et notamment le modèle TIBERE du code DRAGON-3 de l’Institut de Génie Nucléaire de Polytechnique Montréal, ainsi que le modèle développé dans le code APOLLO-3 du Commissariat à l’Énergie Atomique et aux énergies alternatives. Les études effectuées sur des géométries de réacteurs à neutrons rapides et à caloporteur sodium ainsi que sur des réacteurs à eau légère ont permis de prouver l’intérêt de ces modèles par rapport à un modèle homogène.----------Abstract The neutronic calculation of a reactor’s core is usually done in two steps. After solving the neutron transport equation over an elementary domain of the core, a set of parameters,namely macroscopic cross sections and potentially diffusion coefficients, are defined in order to perform a full core calculation. In the first step, the cell or assembly is calculated using the π fundamental mode theory, the pattern being inserted in an infinite lattice of periodic structures. This simple representation allows a precise modeling for the geometry and the energy variable and can be treated within transport theory with minimalist approximations. However, it supposes that the reactor’s core can be treated as a periodic lattice of elementary domains, which is already a big hypothesis, and cannot, at first sight, take into account neutron leakage between two different zones and out of the core. The leakage models propose to correct the transport equation with an additional leakage term in order to represent this phenomenon. For historical reasons, numerical methods for solving the transport equation being limited by computer’s features (processor speeds and memory sizes), the leakage term is, in most cases, modeled by a homogeneous and isotropic probability within a π homogeneous leakage model. Driven by technological innovation in the computer science field, π heterogeneous leakage models have been developed and implemented in several neutron transport calculation codes. This work focuses on a study of some of those models, including the TIBERE model from the DRAGON-3 code developed at École Polytechnique de Montréal, as well as the heterogeneous model from the APOLLO-3 code developed at Commissariat à l’Energie Atomique et aux énergies alternatives. The research based on sodium cooled fast reactors and light water reactors has allowed us to demonstrate the interest of those models compared to a homogeneous leakage model.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau and Jean-François Vidal
Date Deposited: 27 Oct 2016 10:39
Last Modified: 27 Jun 2019 16:48
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/2162/

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