Développement d'une méthode de Monte Carlo dépendante du temps et application au réacteur de type CANDU-6

La résolution de l'équation de Boltzmann demeure une étape importante dans la prédiction du comportement d'un réacteur nucléaire. Malheureusement, la résolution de cette équation présente toujours un défi pour une géométrie complexe (réacteur) tout comme pour une géométrie simple (cellule). Ainsi, pour prédire le comportement d'un réacteur nucléaire,un schéma de calcul à deux étapes est nécessaire. La première étape consiste à obtenir les paramètres nucléaires d'une cellule du réacteur après une étape d'homogénéisation et condensation. La deuxième étape consiste en un calcul de diffusion pour tout le réacteur en utilisant les résultats de la première étape tout en simplifiant la géométrie du réacteur à un ensemble de cellules homogènes le tout entouré de réflecteur. Lors des transitoires (accident), ces deux étapes sont insuffisantes pour pouvoir prédire le comportement du réacteur. Comme la résolution de l'équation de Boltzmann dans sa forme dépendante du temps présente toujours un défi de taille pour tous types de géométries,un autre schéma de calcul est nécessaire. Afin de contourner cette difficulté, l'hypothèse adiabatique est utilisée. Elle se concrétise en un schéma de calcul à quatre étapes. La première et deuxième étapes demeurent les mêmes pour des conditions nominales du réacteur. La troisième étape se résume à obtenir les nouvelles propriétés nucléaires de la cellule à la suite de la perturbation pour les utiliser, au niveau de la quatrième étape, dans un nouveau calcul de réacteur et obtenir l'effet de la perturbation sur le réacteur. Ce projet vise à vérifier cette hypothèse. Ainsi, un nouveau schéma de calcul a été défini. La première étape de ce projet a été de créer un nouveau logiciel capable de résoudre l'équation de Boltzmann dépendante du temps par la méthode stochastique Monte Carlo dans le but d'obtenir des sections efficaces qui évoluent dans le temps. Ce code a été utilisé pour simuler un accident LOCA dans un réacteur nucléaire de type CANDU-6. Les sections efficaces dépendantes du temps ont été par la suite utilisées dans un calcul de diffusion espace-temps pour un réacteur CANDU-6 subissant un accident de type LOCA affectant la moitié du coeur afin d'observer son comportement durant toutes les phases de la perturbation. Dans la phase de développement, nous avons choisi de démarrer avec le code OpenMC, développé au MIT,comme plateforme initiale de développement. L'introduction et le traitement des neutrons retardés durant la simulation ont présenté un grand défi à surmonter. Il est important de noter que le code développé utilisant la méthode Monte Carlo peut être utilisé à grande échelle pour la simulation de tous les types des réacteurs nucléaires si les supports informatiques sont disponibles.

Abstract

The solution of the time dependent Boltzmann equation remains quite a challenge. For transient problems, the two-steps approach is still used, with the nuclear reactor data obtained using an adiabatic assumption, whereby perturbed cross sections are calculated from static computations. We developed a new method using the stochastic Monte Carlo approach to solve the time dependent transport equation. There are two reasons for this choice. First, at the cell level, we are able to obtain time dependent homogenized cross sections for use in full core diffusion calculations. Second, the Monte Carlo methods are scalable to perform full core calculations if and when appropriate computer resources become available. The OpenMC code developed at MIT was used as the initial platform for our work, to which we added time dependent modules. Particular attention was given to the treatment of delayed neutrons in our implementation. As a general observation, time dependent cross sections show an important variation when perturbations are introduced before finally converging to their static cross sections. Using the time dependent cross sections, a full core time dependent diffusion simulation is performed for CANDU-6 reactor with a LOCA accident affecting half of the 380 reactor fuel channels. Some numerical techniques, like filters and corrections of cross sections, are implemented to improve the quality of results. Our results show that the adiabatic assumption for cross sections in the transport step should be reviewed and that the time dependent Monte Carlo method is a viable alternative for the solution of time dependent neutron transport problems.