Développement dans DRAGON d'un module pour l'analyse du combustible compact des réacteurs prismatiques

Les réacteurs VHTR de génération IV présentent des caractéristiques qui sont difficilement analysables par les méthodes disponibles dans les codes de calcul déterministes traditionnels. Parmi ces particularités, mentionnons la disposition aléatoire d'éléments de combustible dans la géométrie, en plus d'incorporer pour ces mêmes éléments, des géométries sphériques. Ce projet a pour but d'effectuer l'intégration dans le module NXT: du code de calcul de cellule DRAGON de fonctionnalités permettant l'analyse de géométries sphériques à plusieurs couches, générés à des positions aléatoires dans une cellule cartésienne contenant un maillage selon les trois axes. Une analyse géométrique complète des sphères nous a permis d'implanter le calcul des volumes analytiques, ainsi que le calcul des distances entre les points d'intersection des lignes d'intégration avec les éléments de géométrie sphériques. Une analyse exhaustive des combinaisons de maillages cartésiens et sphériques a aussi été effectuée, permettant une vérification des longueurs et des volumes calculés par les nouvelles routines. De plus, une fonctionnalité permettant la génération aléatoire des positions des éléments de géométrie sphériques à l'intérieur d'une cellule a été incorporée, de manière à offrir une méthode alternative aux approches généralement utilisées pour traiter les problèmes présentant des caractéristiques de double hétérogénéité, pour éventuellement permettre des comparaisons avec ces mêmes modèles. En dernier lieu, des tests de validation préliminaires ont aussi été effectuées avec des benchmarks établis à l'aide du code Monte-Carlo Serpent et de deux méthodes de traitement de la double-h étérogénéité déjà implantées dans DRAGON. Les nouvelles capacit´es de NXT: ont été testées avec une discrétisation spatiale et angulaire de plus en plus raffinée, sur des géom´etries sphériques simples. Les résultats tendent à s'approcher des résultats de référence Monte-Carlo conséquemment au raffinement de la discrétisation spatiale, pour une difféerence finale en de¸c`a de 0.5 mk.

Abstract

Fourth generation very high temperature reactors (VHTRs) present characteristics that tend to be harder than conventional geometries to analyze using conventional methods available in traditional deterministic neutronics computer codes. Worthy of interest in the scope of this document are the random character of fuel elements in a uniform matrix, and the spherical geometry of these same fuel elements. The goal of this project was to integrate the capacity to analyze such properties in module NXT: of the transport lattice code DRAGON. A geometrical analysis of spherical volumes have allowed us to develop analytical volumes calculation, as well as tracking and intersection distances with spherical geometry elements. Routines enabling this exact geometrical analysis of multi-layered, randomly disposed spherical particles have been successfully incorporated and tested in this module. A thorough analysis of combinations of spherical and Cartesian meshes has also been performed, to ensure the validity of the lengths and volumes calculated by the new routines. A new option has also been incorporated, allowing the program to randomly generate pin positions until the density specified by the user has been reached, offering an alternative to methods traditionally used to treat problems presenting characteristics of double-heterogeneity, and eventually permitting comparisons of results with these models. Finally, preliminary validation runs have been carried out, comparing results obtained using the new module on a simple spherical geometry with a benchmark established using Monte-Carlo code Serpent and previously implemented double heterogeneity treatment in DRAGON. The new NXT: capabilities have been tested with an increasing angular and spatial discretization, leading to results approaching those generated by the Monte-Carlo method, for a difference inferior to 0.5 mk.