Validation of a Deterministic APOLLO3 Scheme for Accidental Conditions on Sodium-Cooled Fast Reactors

La connaissance précise du transport des neutrons dans le cœur d’un réacteur nucléaire est d’une importance cruciale. Celle-ci est nécessaire à la fois lors de l’exploitation industrielle des réacteurs mais aussi lors des phases de conception de ces derniers. Cette représentation est obtenue par le biais de simulations numériques modélisant les interactions entre la population de neutrons dans le cœur et les matériaux le constituant. Historiquement, différentes filières font intervenir des codes de calculs différents pour effectuer ces simulations. Par exemple, la filière industrielle des recteurs à eau pressurisée (REP) du parc français s’appuie sur les codes CEA APOLLO2/CRONOS2. En parallèle, les codes ECCO/ERANOS ont été développés afin de traiter les problématiques associées aux simulations de Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR). Le développement de l’outil multi-filières APOLLO3 vient rompre cette logique en proposant un code de calcul neutronique regroupant des outils adaptés au traitement des Réacteurs à eau légère (REL) conventionnels du parc français, ainsi qu’aux études menées sur les RNR. Ces derniers ayant historiquement reçu une attention particulière en France avec Rapsodie, Phénix et Super-Phénix, et plus récemment le projet ASTRID, la filière des RNR refroidis au sodium (RNR-Na), apparaît comme un candidat intéressant pour le futur du parc nucléaire français, s’inscrivant dans une optique de fermeture du cycle du combustible. Le développement et la validation de méthodes numériques robustes apparaissent donc nécessaires aux études concernant ces derniers. La modélisation des configurations accidentelles est d’une importance particulière dans la phase de conception de cœurs. Un type d’accident particulièrement complexe à traiter lors des modélisations neutroniques d’un cœur de RNR-Na est la perte de caloporteur sodium. La prise en compte des zones vides, les effets axiaux associés à l’effet de vidange, ainsi que l’hétérogénéité axiale du cœur introduites dans les concepts RNR-Na, représentent un nouveau défi pour la simulation du transport neutronique. L’étude menée dans le présent ouvrage vise à comparer les différentes méthodes implémentées dans APOLLO3, dans le but de définir et valider un schéma de calcul neutronique à deux étapes. Celui-ci doit permettre la modélisation précise de conditions accidentelles en RNR-Na. Les schémas de calcul étudiés se décomposent de la manière suivante, premièrement un calcul de flux sur une géométrie d’assemblage est effectuée. Ce dernier est réalisé sur un maillage énergétique fin. Cette première étape permet d’obtenir des sections efficaces homogénéisées en espace et condensées en énergie, caractérisant les milieux étudiés. Ces sections efficaces peuvent ensuite être utilisées afin d’effectuer un calcul de cœur entier sur un maillage énergétique à 33 groupes.

Abstract

Reliable neutron transport calculations are of crucial importance for various branches of nuclear engineering. Although design and accidental transient studies require different types of performances in terms of time and precision, the quantifying of biases associated with numerical simulations remains a key aspect of a neutronics code validation study. Historically, different codes were developed at CEA to treat the various reactor designs. For example, the APOLLO2/CRONOS2 codes are used for industrial applications to the french park of Pressurized Water Reactors (PWR). On the other hands, codes such as ECCO/ERANOS were developed at CEA with the aim of treating difficulties associated with the simulation of Sodium Fast Reactors (SFRs). The development of the multi-purpose code APOLLO3 aims at combining methods and solvers involved in simulating both traditional water reactors and so called "Generation 4" designs. With SFR designs benefiting from a particularly dense experimental feedback in France, with the likes of Rapsodie, Phénix or Super-Phénix, they appear as interesting candidates for the future of the french nuclear industry. Maintaining, developing and validating robust methods in APOLLO3 to simulate such cores appears as a necessity for the future development of SFRs. With respect to numerical simulations, some of the most challenging situations occur in the event of accidental conditions, specifically in the presence of voided coolant channels. It goes without saying that the accurate representation of a loss of coolant accident (LOCA) is of prime importance for safety studies on advanced designs. The effect of a LOCA, along with axial heterogeneity of fuel assemblies such as ASTRID CFV’s, represent a challenge for neutron transport simulation. This study’s aim is to compare various methods implemented in the APOLLO3 framework, in order to define and validate a neutronic calculation scheme suited for the study of accidental conditions in SFRs. The core used as reference is the "ANTOINID", a simplified and adapted version of ASTRID CFV versions 1 and 2. In order to guarantee more flexibility, the scheme must follow a two steps architecture. The first step is the lattice calculation performed at the assembly level on a fine energy mesh and with a precise spatial representation. This step assumes the fuel assemblies to be in an infinite lattice of self-repeating geometries. The second step is a full core calculation, performed on a coarse 33 groups energy mesh with assemblies homogenized in space. Analysis of full core calculation results allow for the testing of various hypotheses made at the lattice step. For two dimensional lattice calculations, the spatial homogeneity of fuel assemblies is tested and different neutron leakage models are tested. A 2D+1D approach is implemented to represent axial heterogeneity in the assemblies.