Modélisations DONJON-CLASS optimisées avec températures locales du combustible, pour des scénarios français de parcs de réacteurs nucléaires REP/SMR

Les codes de scénario nucléaire, comme CLASS, modélisent le comportement neutronique de flottes de réacteurs nucléaires. Ils appellent des codes de la neutronique, ici DRAGON5 et DONJON5, via des modèles d’irradiation et de fabrication du combustible. Ces travaux s’intéressent en particulier au modèle d’irradiation DONJON-CLASS pour des réacteurs à eau sous pression (REP), qui simule chaque réacteur du parc via des modèles cœur 3D. Les calculs cœur, sur DONJON, sont précédés par la construction de bases de données, nommées multicompo (MCPO), d’assemblages infinis 2D sur le code réseau DRAGON. Le temps de calcul DONJON-CLASS est élevé, à cause de l’interpolation de cette MCPO qui décrit les assemblages du parc complet. Une méthode d’échantillonnage par reprises est développée, où certaines dimensions de la MCPO sont perturbatives. Associée à une recombinaison et pré-interpolation d’une MCPO locale depuis une grande MCPO avec un large choix de références des reprises, cette méthode réduit le temps de calcul, sans biais significatif. Cela permet ensuite de remplacer la température du combustible, jusque-là uniforme, par une température par assemblage, calculée par un module thermohydraulique. L’écart sur l’isotopie au déchargement est à la limite de la précision souhaitée. Les biais sont spécifiques au type de combustible, mais systématiques selon l’isotopie d’un type de combustible ou la gestion réacteur adoptée : ils peuvent se propager sur un scénario. Cet ajout dégrade aussi la qualité du plutonium irradié. Les calculs DONJON ne mesurent pas, de leur point de vue, de biais significatif sur les grandeurs utilisées par CLASS pour fabriquer le combustible. Ensuite, la construction d’un modèle cœur spécifique à un petit réacteur modulaire (SMR) sert à mesurer la correction différente apportée par le précédent couplage thermohy-draulique, sur un réacteur plus petit avec un burnup plus faible. La comparaison du modèle SMR cœur avec un modèle réseaux 2D révèle également l’importance des modèles cœur, pour les petits réacteurs, par essence plus éloignés d’un milieu infini. Ces SMR produisent un plutonium de meilleure qualité. Ces modèles restent assez théoriques. Enfin, les simulations de scénarios élémentaires ou à l’échelle du parc français confirment le caractère systématique des biais thermohydrauliques. Pour les stocks usés depuis lesquels est fabriqué le combustible de recyclage, ces biais sont amplifiés par des interactions jusque-là non détectées entre les modèles d’irradiation et de fabrication du combustible. Ces biais, ainsi que les modèles spécifiques aux SMR, même s’ils sont incertains, sont importants pour l’estimation de la qualité du plutonium dans les stocks. Une stratégie de multirecyclage du plutonium en REP plus adaptée peut être définie en conséquence.