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

Gabriel Billiet

Master's thesis (2023)

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Abstract

Nuclear scenario codes simulate neutronics behaviour of nuclear power plant fleets. They interact with codes that solve neutronics equations in each reactor, through chaining processes like irradiation models or fabrication models. This work focuses on the CLASS scenario code, linked to the DRAGON5 and DONJON5 neutronics codes, and specifically on the DONJON-CLASS irradiation model, which simulates the reactors of France’s fleet using 3D core models. To perform 3D core-scale calculations using DONJON, databases named MCPOs must first be built, based on 2D infinite assemblies using the DRAGON lattice code. The DONJON-CLASS computation time is high due to the size of the MCPO, which describes the complete fleet’s lattice neutronics behaviour. A “reprise” sampling method is developed, containing perturbative dimensions inside the MCPO. This method, combined with recombination and pre-interpolation of smaller MCPOs, from a larger database allowing many reference vectors, significantly reduces calculation time without bias. Then, the increased efficiency allows to modify the DONJON models: the uniform fuel temperature map is replaced by local temperatures per assembly, calculated from a ther-mohydraulic module. This new model modifies the output isotopic compositions, producing biases similar to the desired accuracy. Those biases are specific to each fuel type, but system-atic according to the initial isotopy of a fuel type and to the loading pattern: they wouldn’t cancel each other out at a scenario scale. This model also degrades the quality of spent plutonium. DONJON calculations do not see significant biases on the data used by CLASS fabrication models, such as power factor at fixed loading isotopy, or critical enrichment. The core models for SMR are then used to calculate the specific correction provided by the thermohydraulic coupling on a smaller reactor, with a shorter irradiation period. Comparing the SMR core and lattice models reveals the increased importance of core models for small reactors, which inherently further deviate from a 2D infinite medium. These SMRs also produce good plutonium for recycling. Using the above developments, simulations of elementary-scale or France’s fleet-scale sce-narios again reveal the systematic nature of thermohydraulic biases. Previously undetected interactions between irradiation models and fuel fabrication models even amplify these biases beyond the desired accuracy, for spent fuel used to produce recycled fuel. These scenarios confirm the significant impact of thermohydraulic biases and SMR models on the accurate estimation of the plutonium quality, which could help define a suitable strategy for plutonium multirecycling in pressurised water reactors.

Résumé

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.

Department: Department of Engineering Physics
Program: Génie énergétique
Academic/Research Directors: Alain Hébert, Xavier Doligez and Guy Marleau
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/53463/
Institution: Polytechnique Montréal
Date Deposited: 13 Nov 2023 10:58
Last Modified: 07 Apr 2024 17:39
Cite in APA 7: Billiet, G. (2023). Modélisations DONJON-CLASS optimisées avec températures locales du combustible, pour des scénarios français de parcs de réacteurs nucléaires REP/SMR [Master's thesis, Polytechnique Montréal]. PolyPublie. https://publications.polymtl.ca/53463/

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