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Amélioration du combustible nucléaire en utilisant des matériaux tolérants aux accidents

Ahmed Naceur

Masters thesis (2018)

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Cite this document: Naceur, A. (2018). Amélioration du combustible nucléaire en utilisant des matériaux tolérants aux accidents (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/3181/
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Abstract

Quelques mois suivant l’accident de Fukushima Daiichi (11 Mars, 2011), un effort de RD&D américain, français et japonais s’est assidûment déployé en vue d’un remplacement du crayon de combustible nucléaire actuel (U[Pu]O2/Zr) par un second dit “tolérant aux accidents”, dans l’optique d’une adoption dans les assemblages des réacteurs à eau légère pour la fin de l’année 2022. Cet effort est mené sous le nom de projet ATF (“Accident Tolerant Fuels”), reprenant ainsi le même terme évoqué par le Congrès des États-Unis peu de jours après l’incident. Les alliages ferritiques (FeCrAl et APMT), l’austénitique (310SS) et le silicium-carbone (SiC) forment trois classes de candidats susceptibles de réduire au moins de 100 fois la cinétique d’oxydation du Zircaloy au delà de 1204 C, de réduire l’enthalpie du coeur, de retarder le point d’éclatement du crayon et d’agir comme barrière au transport d’oxygène à haute pression. La stabilité thermo-mécanique de ces nouveaux crayons dans un environnement d’eau légère, à faibles et hauts burnups, en état stationnaire et transitoire venait d’être rendue publique par le laboratoire américain d’Oak Ridge. Ce projet de recherche consiste à quantifier l’impact neutronique d’un tel remplacement de la gaine au Zircaloy dans la filière CANDU-6 (Canada Deuterium Uranium) des réacteurs à eau lourde, en conditions nominales d’opération et en conditions accidentelles anticipées. Les pénalités neutroniques de 56Fe et de 59Ni, respectivement, observées pour les alliages ferritiques et austénitique impliquent un changement de la politique canadienne actuelle vers un besoin en enrichissement. Une stratégie d’enrichissement en 235U est développée et un critère de convergence de criticité moyenne de la grappe CANLUB est adopté. L’accumulation de poison, d’actinides et de produits de fission est suivie à chaque pas de burnup. Un calcul multigroupes a permis de quantifier les taux d’absorption des gaines par rapport à la pastille d’UO2. Le degré de durcissement du flux neutronique est suivi dans le combustible, la gaine et le modérateur. Ce durcissement est également quantifié dans les régions internes et externes du coeur, et ce, à différentes hauteurs et différentes périodes précédent le début du processus de rechargement. L’effet des barres de régulation liquides et solides sur l’aplanissement du flux est étudié. L’effet du durcissement du flux sur le profil radial et axial des puissances de canal et de grappe est quantifié. Un raffinement des conditions de discrétisation de la pastille et une considération de son inhomogénéité ont permis une comparaison fine de l’autoprotection spatiale des résonances. L’augmentation du volume du caloporteur, du volume de la pastille et du volume de l’espace d’hélium sont les trois schémas d’optimisation proposés et étudiés pour contrer les pénalités des gaines et les coûts en enrichissement.----------Abstract Following the Japanese Fukushima Daiichi Units 1-3 station blackout accident (March, 11th 2011), nuclear fuel pin improvement has become a subject of intense concern in the United-States Congress. After receiving the US-Senate Appropriations Committee Report (SR:112-75), the US Department of Energy Office of Nuclear Energy (DOE-NE) has doubly recognized, in June 2012 and April 2015, the technical feasibility of the so-called “accident tolerant fuel” (ATF) concept. American, French and Japanese RD&D efforts have then been steadily deployed to enhance the fuel/cladding tolerance, with the DOE-NE intention of performing a lead test assembly or lead test rod irradiation in light water reactor by the end of 2022. Austenitic stainless steel (310SS), ferritic alloys (FeCrAl and APMT) and silicon carbide (SiC) form three conventional classes of candidates that offer more than one hundred times improvement in oxidation resistance in steam-H2 environments above 1204 C, reduce the core enthalpy, delay the cladding ballooning and burst point and act as a barrier to the oxygen transport at high pressure. The thermo-mechanical stability of these new pins in a light water environment, at low and high burnups, for steady and transient state, has just been made public by the US Fuel Cycle Research Development Advanced Fuels Campaign at the Oak Ridge Laboratory. The main objectif of this project consists in quantifying the neutronic impact of the Zircaloy cladding replacement in the pressurized heavy water CANDU-6 (Canada Deuterium Uranium) reactor, under nominal operating conditions and anticipated accident conditions. The observed 56Fe and 59Ni high thermal captures, respectively, in ferritic and austenitic alloys imply a shift in current Canadian policy and legacy towards a need for fuel enrichment. A 235U enrichment strategy is developed to achieve the CANLUB bundle burnup average criticality. Poison, actinides and fission products accumulation rates are compared and analyzed at each burnup step. A multigroup transport computations is used to quantify the sheaths’ absorption rates with respect to the UO2 pellets. The neutron flux hardening is studied in the fuel, cladding and moderator, in the inner and the outer core regions at different periods preceding the scheduled refueling date. The effect of liquid zone controllers and adjusters insertion and removal on flux flattening is presented. The consequence of flux hardening on bundle and channel radial and axial power profiles is quantified. A refinement of fuel pellet’s radial discretization and a consideration of its inhomogeneity allowed a fine comparison of the spatial self-shielding.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau
Date Deposited: 17 Oct 2018 11:58
Last Modified: 27 Jun 2019 16:47
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/3181/

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