Simulation de mécanismes de contrôle de la réactivité inclinés du réacteur SCWR-canadien en utilisant les codes DRAGON-5 et DONJON-3

Le SCWR est un réacteur à tube de force refroidi à l'eau légère à l'état supercritique et modéré par l'eau lourde. Il est alimenté avec des canaux de combustible (62 éléments) de type CANDU-6 (CANada Deuterium Uranium) contenant un mélange d'oxydes de thorium et de plutonium. Du fait que les tubes de force sont verticaux, la face supérieure du réacteur est occupée par les collecteurs d'entrée et de sortie du caloporteur à la pression de 25MPa, il est alors pratiquement impossible d'insérer des barres de contrôle de la réactivité verticales dans le coeur depuis la face supérieure du réacteur. L'insertion de dispositifs de contrôle de la réactivité solides à partir du fond du réacteur est possible, mais cette option a été initialement rejetée parce qu'elle a été jugée peu pratique à cause de la force de gravitation. L'option qui est proposée ici est d'utiliser des barres de contrôle de la réactivité inclinées qui sont insérées à partir du côté du réacteur et qui bénéficient de la force de gravité exercée sur elles comme dans les réacteurs ATUCHA-I. L'objectif de cette thèse est d'évaluer la performance neutronique des barres de contrôle inclinées proposées. Pour atteindre cet objectif, nous développons d'abord un modèle de supercellule tridimensionnel pour simuler une des barres de contrôle inclinées situées entre quatre grappes de combustible verticales. Des simulations sont effectuées avec le code Monte Carlo SERPENT et le code déterministe DRAGON-5 à cinq positions axiales dans le réacteur pour évaluer l'effet de la température et de la densité du caloporteur, qui varie sensiblement avec la hauteur du coeur, sur la valeur de réactivité des barres de contrôle. Comme DRAGON-5 ne peut pas analyser des géométries contenant des cylindres qui ne sont pas parallèles ou perpendiculaires à un axe de la géométrie, une grande partie de ce projet est dédiée à l'implémentation d'un ensemble de routines dans les modules GEO et NXT du code de calcul de cellule DRAGON-5 permettant l'analyse de géométries cylindriques inclinées. Ces implémentations ont assuré l'identification des géométries annulaires inclinées, le calcul de volumes et surfaces générées par l'intersection des régions annulaire inclinées avec la cellule ainsi que leurs numérotations, le calcul de longueurs des segments d'intégrations dans les régions annulaires inclinées. On analyse ainsi avec la nouvelle version de DRAGON-5 l'effet de la modification de l'inclinaison et de la position spatiale des barres de contrôle à l'intérieur de la supercellule. La validation de ces implémentations est assurée par visualisation 3D des lignes d'intégration en utilisant les informations générées par le module TLM. Ensuite, par comparaison des volumes et des surfaces calculées NXT et les volumes et les surfaces calculées par le logiciel de conception assistée par ordinateur AutoCad.

Abstract

The Canadian-SCWR is a heavy-water moderated supercritical light-water-cooled pressure tube reactor. It is fueled with CANada Deuterium Uranium CANDU-6 type bundles (62 elements) containing a mixture of thorium and plutonium oxides. Because the pressure tubes are vertical, the upper region of the core is occupied by the inlet and outlet headers making it nearly impossible to insert vertical control rods in the core from the top. Insertion of solid control devices from the bottom of the core is possible, but this option was initially rejected because it was judged impractical. The option that is proposed here is to use inclined control rods that are inserted from the side of the reactor and benefit from the gravitational pull exerted on them like those used in the ATUCHA-I reactors. The objective of this thesis is to evaluate the neutronic performance of the proposed inclined control rods. To achieve this goal, we first develop a three-dimensional supercell model to simulate an inclined rod located between four vertical fuel cells. Simulations are performed with the SERPENT Monte Carlo code and DRAGON-5 deterministic code at five axial positions in the reactor to evaluate the effect of coolant temperature and density, which varies substantially with core height, on the reactivity worth of the control rods. The current version of DRAGON-5 cannot analyze geometries containing cylinders that are not parallel or perpendicular to an axis of the geometry. Therefore, we upgrade the geometry and tracking modules of DRAGON-5 to make it possible to simulate inclined cylindrical geometries. These upgrades ensured that geometry and tracking modules can now analyze inclined annular geometries, calculate the volumes and the surfaces generated by the intersection of inclined annual regions with cell, calculate lengths of the tracking lines in the inclined annular regions. The effect of the modification of the inclination and the spatial position of the inclined control rods inside the supercell is analyzed with the upgraded DRAGON-5 version. The validation of these upgrades is ensured by 3D visualization of the tracking lines using the information generated by the TLM module, by comparing calculated volumes and surfaces by NXT and the volumes and surfaces computed by the CAO software Autocad and DRAGON-5 neutron transport calculation of supercell model with results of SERPENT code. These validations have shown that DRAGON-5 code is correctly updated to simulate the geometry containing concentric annular regions. The second objective of this thesis is to evaluate the effectiveness of the inclined control rods in the reactor by varying the position and the number of control rods in the reactor in different states of normal operations using the DONJON-3 diffusion code.