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Adaptation du modèle FEEDBACK pour évaluer les propriétés neutroniques d'un nouveau cœur CANDU-SCWR en géométrie hexagonale

Najoua Bejaoui

PhD thesis (2018)

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Cite this document: Bejaoui, N. (2018). Adaptation du modèle FEEDBACK pour évaluer les propriétés neutroniques d'un nouveau cœur CANDU-SCWR en géométrie hexagonale (PhD thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/3769/
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Abstract

Le projet de recherche proposé ici s’inscrit dans le cadre du programme de recherche international portant sur les réacteurs de quatrième génération. Premièrement, ce projet étend les domaines d’applicabilité de la chaîne de calcul de coeur DRAGON/DONJON aux réacteurs à eau supercritique en étudiant l’impact de la présence du thorium (distribué avec du plutonium) dans le combustible et l’impact des transitoires de puissances sur les bases de données du calcul de réacteur. Le modèle FBM, implémenté dans la chaîne DRAGON/DONJON pour la simulation des réacteurs CANDU, est adapté et appliqué aux réacteurs CANDU-SCWR. Deuxièmement, il optimise les options du design du réacteur en analysant la faisabilité d’un modèle alternatif CANDU-SCWR compact basé sur la géométrie hexagonale tout en satisfaisant les objectifs fixés par le programme de réacteurs de quatrième génération. Lors de l’adaptation du modèle FBM, une attention particulière a été portée aux paramètres locaux associés au combustible et au caloporteur. D’abord, l’effet de variation de la puissance de grappe sur les paramètres neutroniques de la cellule et du coeur est étudié. Cet effet est associé à la variation de la concentration isotopique de l’isotope fissile du combustible, à savoir l’uranium 233. Pour évaluer correctement la concentration de l’uranium de chaque grappe, la méthode de calcul utilisée consiste à résoudre les équations isotopiques associées à la chaîne d’évolution du thorium à l’étape de calcul du coeur. Cette méthode est utile pour simuler le rechargement du combustible par batch et à l’arrêt du réacteur. Elle permet de simuler les transitoires de puissances subies par la grappe à la mise en marche du réacteur. Ensuite, les effets de variation des paramètres thermohydrauliques associés au combustible et au caloporteur (la température et la densité) sont vérifiés et analysés. Il a été observé que les calculs de coeur CANDU-SCWR avec les modifications apportées au modèle FBM sont satisfaisants pour la simulation des perturbations des paramètres locaux de la grappe. Pour proposer un modèle de coeur alternatif au modèle de coeur standard, des calculs de transport à l’échelle de la cellule et des calculs de diffusion du coeur entier sont réalisés. Les calculs de cellule avec les codes SERPENT et DRAGON permettent d’obtenir un premier aperçu des propriétés de la cellule hexagonale considérée lors de la conception du modèle du coeur compact. De plus, à partir des caractéristiques du réseau hexagonal, il a été possible d’optimiser une cellule hexagonale alternative permettant de réduire le volume du modérateur (en le remplacant par le caloporteur) et d’améliorer les paramètres neutroniques de la cellule.----------Abstract The research project proposed here is carried out as part of the Generation IV international program. First, this project extends the applicability of the DRAGON/DONJON computational core chain to supercritical water reactors. It studies the impact of the presence of thorium (distributed with plutonium) in the fuel and the impact of power transients on the reactor databases. Hence, the FBM model basically implemented to simulate CANDU reactors is modified and applied to the CANDU-SCWR reactors. Second, it optimizes the reactor design options by analyzing the feasibility of an alternative compact CANDU-SCWR model based on hexagonal geometry while fulfilling the objectives set by the Generation IV reactor program. When modifying the FBM model, a particular attention was paid to the local parameters associated with the fuel and coolant. First, the effect of the bundle power on the neutronic parameters of the cell and the core is studied. Such an effect is attributed to the variation in the isotopic concentration of the fissile isotope of the fuel, namely uranium 233. To assess properly the uranium concentration of each bundle of the core, the isotopic equations of the thorium evolution chain, implemented in the DRAGON code, are solved using the diffusion flux calculated by DONJON. This method is useful for simulating the reactor shutdown for batch refueling. It allows simulating the power transients encountered by the bundle when the reactor is started up. Then, the effects of variation in the thermal-hydraulic parameters associated with the fuel and coolant (temperature and density) are reviewed and analyzed. It was observed that the CANDU-SCWR core calculations made with FBM model revisions are satisfactory for predicting perturbations of his bundle’s local parameters. To propose an alternative core model to the regular one, cell transport calculations and diffusion calculations of the full core are performed. The cell calculations with SERPENT and DRAGON codes provide a first outline of the properties of the hexagonal cell considered when designing the compact core model. Moreover, based on the hexagonal grid features, it was possible to optimize an alternative hexagonal cell that would reduce the moderator volume (by replacing it with the coolant) and improve the cell’s neutron parameters. Then, the full core calculations are performed with the FBM model to evaluate the performance of the core model associated with this cell. For the simulation of this new model, an alternative refueling scheme has been successfully implemented to reduce the channel power peaking factor.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Guy Marleau
Date Deposited: 13 May 2019 10:07
Last Modified: 27 Jun 2019 16:19
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/3769/

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