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Impact du transport des photons sur la distribution fine de puissance d'un réacteur à eau sous pression

Clement Liegeard

Masters thesis (2017)

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Cite this document: Liegeard, C. (2017). Impact du transport des photons sur la distribution fine de puissance d'un réacteur à eau sous pression (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/2697/
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Abstract

Le calcul de la structure fine de puissance est un élément clé de la physique des réacteurs et de nombreux paramètres entrent en compte pour effectuer ce calcul. Actuellement, les neutrons sont les seules particules prises en compte pour les dépôts d’énergie dans les codes déterministes. En réalité, des photons gammas sont émis lors des interactions des neutrons avec la matière. Dans le cadre d’une augmentation de la puissance de calcul des unités informatiques, il est intéressant d’ajouter dans les schémas de calcul déterministes le transport des gammas. Dans ce mémoire, nous validons 3 nouveaux schémas déterministes neutron-gamma dans APOLLO-2 qui réutilisent les schémas de transport de neutrons SHEM-MOC et REL-2005 qui ont déjà été validés par EDF et le CEA. Par ailleurs, parmi les schémas neutron-gamma, nous avons créé un schéma de référence, un schéma optimisé et un schéma intermédiaire. Grâce à ces schémas, nous sommes capables de déterminer l’impact du transport des gammas sur la puissance déposée pour 3 assemblages différents (UOX, MOX et UOX-Gd) en évolution. Pour la plupart des cellules de combustible, la puissance déposée par les gammas peut atteindre 10%. En outre, le fait de transporter les gammas apporte des écarts de l’ordre de 1% de puissance déposée dans ces mêmes cellules de combustible. Les cellules contenant du gadolinium (poison neutronique) émettent beaucoup de gammas et perdent jusqu’à 30% de puissance déposée après transport des gammas. Globalement, le transport des gammas a tendance à lisser la structure fine de puissance que ce soit pour des clusters ou des assemblages. Pour les calculs de coeur, nous avons utilisé le code COCAGNE. Pour traiter l’effet des gammas dans ce code, nous avons décidé de corriger les paramètres liés à la puissance déposée dans les DKLIB qui sont les bibliothèques multi-paramètres créées avec APOLLO-2 et utilisées par COCAGNE. Cette façon de procéder ne nous permet pas de transporter directement les photons gammas dans COCAGNE et les écarts observés liés aux gammas sont exactement les écarts présents dans la DKLIB. Néanmoins, nous avons pu obtenir des résultats exacts grâce au code TRIPOLI-4 utilisant la méthode de Monte-Carlo. Dans ce mémoire, les résultats pour le benchmark KAIST-1A sont présentés et analysés. Sur un coeur complet, le transport des gammas semble également lisser la structure fine de puissance.----------Abstract Deposited power calculations are a critical part of reactor physics. Many parameters have to be taken into account to perform these calculations and presently, neutrons are the only particles transported in eterministic codes. However, gamma photons are also emitted during the interactions of neutrons with matter. Since the required computing power is now available to perform such calculations, it is now possible to add gamma transport in the present deterministic calculation schemes. In this thesis, three new deterministic neutron-gamma schemes are validated with APOLLO-2. These reuse the neutron schemes already validated by EDF and CEA, namely, the SHEMMOC scheme and the REL-2005 scheme. Among the three neutron-gamma schemes are a reference one, an optimized one and an intermediate one. With the neutron-gamma schemes we are able to calculate the gamma transport impact on the pin-by-pin deposited power for three different evolving assemblies (UOX, MOX and UOX-Gd). For most of the fuel cells, the gamma deposited power can reach 10% of the total deposited power. Moreover, transporting gamma photons causes differences of around 1% on the deposited power in these fuel cells. Cells containing gadolinium (a neutron absorber) emit a lot more gamma photons and therefore, the deposited power in those cells can decrease by 30% after gamma transport. Globally, gamma transport smoothes down the power map of assemblies or clusters. To perform core calculations, the 3-D code COCAGNE is used in this thesis. As it is currently impossible to directly transport gamma photons in this code, we decided to correct the normalized power maps in the DKLIB. The DKLIB are data librabries created with APOLLO-2 and used by COCAGNE. In this way, the differences brought about by gamma photons in COCAGNE are directly the differences calculated in APOLLO-2 and saved in the DKLIB. Nonetheless, the power maps can be obtained with and without gamma transport using the Monte-Carlo code TRIPOLI-4. In this project, the benchmark KAIST-1A is used to test the model, and the results are presented and analyzed. On a full core, gamma transport also smoothes down the power map. Thanks to gamma transport we are able to calculate a new deposited power in the hot spot corresponding to the pin where the maximum deposited power is reached. Safety régulations demand a limitation on the temperature reached at the hot spot. Therefore, better calculations of the power maps is a critical issue of reactor physics. In this thesis, we show that the power deposited in the hot spot decreases by about 1% after gamma transport.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau and Ansar Calloo
Date Deposited: 30 Oct 2017 11:46
Last Modified: 27 Jun 2019 16:47
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/2697/

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