Development of the Micro-Depletion Method in the Chain of Codes DRAGON4/DONJON4

Ce projet a pour but de développer et de tester la méthode de micro-évolution dans le code DONJON. Classiquement, on utilise 2 niveaux de calculs pour réaliser une simulation numérique de coeur. Le code de cellule (DRAGON) est utilisé pour générer des bases de données réacteurs. Il évalue les sections efficaces condensées et homogénéisées pour différents paramètres locaux ou globaux. Ces bases de données sont ensuite interpolées par le code de coeur pour calculer les taux de réactions et les puissances de grappes sur tout le coeur. L'évolution du coeur est alors réalisée de manière “macroscopique”. Une méthode alternative est de faire l'évolution du combustible dans le code de coeur,en résolvant numériquement les équations d'évolution pour chaque grappe. Cette technique possède l'avantage d'utiliser les grandeurs locales pour calculer les nouvelles concentrations isotopiques. On peut avoir ainsi une meilleure prise en compte de certains produits de fission. Une méthode basée sur l'interpolation ne tient pas compte directement du flux local, mais plutôt de l'usure du combustible. Pour diminuer les erreurs dues à l'interpolation, on utilise un module correctif. Le but de ce module est de corriger la distribution de Xénon 135 dans le coeur, en fonction du niveau de puissance local. Le Xénon-135 est un isotope important lors du fonctionnement d'un réacteur à cause de sa forte section efficace d'absorption. Il est important qu'il soit corrigé pour diminuer les erreurs sur la réactivité. Une démarche progressive est utilisée dans ce document pour étudier les principaux phénomènes liés à cette méthode. On étudie d'abord 2 benchmarks simples avec différentes conditions, en comparaison avec un calcul de transport DRAGON. Le calcul DRAGON sert ici de référence. Il est réalisé sur une géometrie détaillée comprenant les 37 crayons de combustible de la grappe, avec les gaines en zirconium. Les calculs DONJON sont faits en diffusion sur des mélanges homogènes. On teste notamment le gain apporté par la micro-évolution vis-à-vis d'un calcul d'interpolation pour différents niveaux de puissance. Ces benchmarks sont réalisés sur des assemblages de cellules CANDU. La principale conclusion de ces études est l'amélioration notable du calcul du facteur de multiplication des assemblages évoluants à faible puissance, lorsqu'on utilise la micro-évolution. Finalement, on utilise les deux méthodes d'évolution programmées dans DONJON sur un suivi de coeur CANDU pendant une cinquantaine de jours. Environ 30 schémas de calculs sont exécutés les uns après les autres selon différentes méthodes. Tout d'abord, on réalise

Abstract

This project is dedicated to the development of the micro-depletion method in the chain of codes DRAGON/DONJON. A full-core calculation is usually a two-level computational scheme. Two different computational codes are required to perform such a calculation: a lattice code (DRAGON in our case) and a diffusion code (DONJON in our case). A lattice calculation is done to generate multi-parameter reactor databases. Theses tables are compatible with the diffusion code. We can use them to compute the fluxes over the reactor using a diffusion approximation. In this case, the fuel depletion in the core is realized by the computation of new burnups, thanks to the local power levels. The micro-depletion method is based on the numerical solution of the depletion equations, also called as the Bateman equations. In each bundle, isotopic concentrations are available to compute the reaction rates, and perform the depletion. At each burnup step, these concentrations are updated with the aid of a depletion equations solver. The main advantage of this method, in comparison to an interpolation computation, is the consideration of local effects. While solving the depletion equations, local reaction rates are used to find the new densities. When we interpolate the databases, only the burnup of the fuel is used to get new nuclear properties. However, some fission products are more dependent on the actual flux they are exposed to than on the energy released during the operation time of the core. This is the case for Xenon-135. Because of the huge absorption cross section of Xenon-135, this isotope plays an important role in the reactor behaviour. To investigate this problem, a module is written to compute the Xenon distribution in the DONJON code. This module is used in an interpolation calculation to correct the densities estimated by the database. A step-by-step approach is used in this document. The goal is to underline the main contribution by using micro-depletion method. Two Benchmarks are studied using a reference DRAGON calculation. Different power levels are tested to put emphasis on the consideration of local effects according to the two methods. We observe that the effective multiplication factor tends to be biased for low power macroscopic depletion calculations. Certain interpolated isotopic concentrations are biased because they correspond to nominal power concentrations.