Analyse de l'impact de l'environnement dans un schéma de calcul à deux étapes avec DRAGON et DONJON

Le calcul du flux neutronique est une donnée importante pour connaitre le fonctionnement du coeur d'un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Cependant l'équation de transport qui régit le flux neutronique ne peut être résolue actuellement sur tout le coeur en évolution et en 3D, en raison de la faiblesse de calcul des ordinateurs actuels. Des simplifications sont donc nécessaires pour d´eterminer ce flux. Des schémas de calcul à deux niveaux sont utilisés où, dans un premier temps, nous générons des bibliothèques de sections efficaces calculées en transport sur des assemblages 2D, en milieu infini, homogénéisées sur l'assemblage et condensées à deux groupes. Dans un deuxième temps, nous effectuons le calcul du coeur en diffusion en interpolant les sections efficaces dans les bibliothèques précédemment créées, aux bons paramètres de contre-réaction. Toutefois, le coeur d'un REP est composé de nombreux assemblages, qui peuvent être de deux types de combustibles différents : de l'oxyde d'uranium (UOX) ou de l'oxyde mixte (MOX) de plutonium et d'uranium. De plus tous ces assemblages n'ayant pas tous le même âge, chaque assemblage étant utilisé pour trois ou quatre cycles selon le REP, ils présentent des gradients de burnup. L'hypothèse de milieu infini utilisée pour générer les bibliothèques de sections efficaces dans le schéma de calcul classique peut donc s'avérer peu pertinente. L'objectif premier de ce projet est donc de générer des bibliothèques de sections efficaces tenant compte de l'environnement et d'évaluer l'impact de cet environnement hétérogène sur le calcul de coeur. D'autre part le flux de diffusion obtenu en sortie du calcul de coeur n'est pas assez précis, du fait que c'est un calcul homogénéisé par assemblage, pour la détermination et la localisation du facteur de point chaud, qui représente une problématique industrielle importante. Le principe de la reconstruction fine de puissance (RFP) est de reconstruire le plus précisément possible le flux dans les crayons à partir d'une combinaison du flux de diffusion et des flux de structure fine qui tiennent compte des hétérogénéités au sein des assemblages. Cette méthode est actuellement pratiquée avec les données calculées en milieu infini. Le second objectif de ce projet est de développer la théeorie pour effectuer une RFP à partir des données environnées et de mettre en place la RFP à la suite d'un calcul de coeur ainsi que d'observer si nous améliorons les résultats avec les données environnées.

Abstract

The calculation of the neutron flux is an important data that is used to determine the dynamic of the core of a Pressurized Water Reactor (PWR). However the transport equation which gives the neutron flux, cannot be solved in three dimensions over the whole core, in evolution because of the power of the current computers, which are too slow. So some simplifications are necessary to calculate this flux. Two-levels schemes are used, where, in a first step, some macroscopic cross sections libraries are generated by solving the transport equation using infinite lattice calculations on two dimensions assemblies. These sections are generally homogenized on the whole assembly and condensed to two energy groups. In a second step, the whole core calculation is carried out using the diffusion equation, with the cross sections of the libraries previously generated, interpolated at the values of the different parameters. However the core of a PWR is made up of many assemblies, that can contain two types of fuel : Uranium OXyde (UOX) or plutonium and uranium Mixed OXyde (MOX). Moreover all these assemblies have different burnup because each one can be used for three or four cycles depending on the PWR. So that imply some burnup gradients. Thus the hypothesis of the infinite lattice used to generate the cross sections libraries can be highly inaccurate. The first goal of this project is to generate cross sections libraries that take into account the environment and to evaluate the impact of this heterogeneous environment on the core calculation. The flux obtained with the diffusion equation at the end of the core calculation is not accurate enough, du to the homogenization by assembly, to determine and to locate the hotspot factor, which represents an important industrial problematic. The principle of the power reconstruction method (PRM) is to reconstruct the more accurately possible the flux in the pins, with a combination of the diffusion flux and some microscopic flux which take into account the heterogeneities in the assemblies. This method is currently used with the data calculated with the infinite lattice. The second goal of this project is to develop a theory to apply the PRM with environmented data and to establish the PRM at the end of a calculation of the core and observe if the results are improved with the environmented data.