Couplage thermohydraulique-neutronique (CATHENA3-DONJON5) pour l'analyse de sûreté du SCWR Canadien

Le SCWR Canadien est un réacteur nucléaire de 4e génération qui utilise une modération à l'eau lourde et un refroidissement à l'eau légère supercritique. Des études récentes pro-posent des modifications de design du réacteur pour qu'il remplisse aux exigences de sûreté. Ces modifications doivent être étudiées dans le cadre de calculs qui couplent neutronique et thermohydraulique. L'étude réalisée utilise les codes déterministes DONJON (di˙usion neutronique cœur) et CATHENA (thermohydraulique cœur). DONJON utilise des bases de données constituées grâce à DRAGON (transport neutronique réseau, déterministe). Au re-gard des simulations entreprises, une revue complète du SCWR Canadien est faite. L'étude à l'échelle réseau permet de déterminer di˙érentes options de modélisation. Parmi celles-ci, le maillage XMAS-172 et un tracking de 9 angles azimutaux et 75 lignes par centimètre donnent des résultats satisfaisants. La présence de poison consommable au sein des crayons oblige à les décomposer en un nombre minimum de zones qui évoluent indépendamment. Au total, 12 demi-couronnes composent chaque crayon. Puis, les bases de données sont construites en per-turbant indépendamment des paramètres à partir d'une configuration de référence. Chaque paramètre perturbé constitue une dimension de la base de données et chaque dimension a été prouvée indépendante des autres tant que le cadre physique global est respecté. Au total, les sept paramètres échantillonnés sont : la température du caloporteur ascendant et descendant, leur densité respective, la température du combustible, le burnup et la concentration de bore dans le modérateur. Alors, l'étude neutronique cœur permet de préparer les calculs couplés. A été déterminé un schéma temporel nommé CANDU5 qui permet de suivre précisément l'évolution des paramètres thermodynamiques au cours d'un cycle sans impliquer des temps de calculs prohibitifs. En parallèle, une modélisation thermohydraulique du SCWR Canadien est récupérée de précédents travaux universitaires. Le couplage est mis en place grâce à python qui échange des structures de données qui peuvent être des tableaux pythons ou des fichiers d'entrée DONJON. Il a été déterminé qu'un calcul couplé, en comptant les calculs préparatifs, peut prendre plus de deux mois. L'ensemble des codes créés a été dûment commenté et est mis à disposition afin d'être réutilisé et servir d'autres études. Di˙érentes situations sont étudiées grâce au couplage. Les résultats obte-nus montrent que les modifications de design permettent des gains significatifs sur plusieurs critères de sûreté et principalement la température maximale à la surface la gaine (maxi-mum cladding surface temperature ou MCST).

Abstract

Canadian SCWR is a 4th generation reactor, it uses heavy water as moderator and su-percritical light water as coolant. Recent studies propose some modifications of the origi-nal design to cope with safety. The new design must be evaluated thanks to a neutronic-thermalhydraulic coupling schemes. The neutronic code DONJON (deterministic full core di˙usion code) and thermalhydraulic code CATHENA are used. DONJON relies on nuclear databases created by DRAGON, a deterministic transport lattice code. First, a complete review of the latest Canadian SCWR design is made to give a reliable frame for the study. Lattice calculation show that XMAS-172 mesh and the combination of 9 angles with 75 lines per centimeter as a tracking are relevant options. To cope with the presence of gadolinium in the rods, a fuel integrated burnable absorber, the geometries split each rod in 12 independent semicircles. The databases are articulated around a reference mean calculation evaluated for a complete evolution. Then, a perturbative method is used to assess the impact of variations of parameters which are proved independent as long as the interpolation is consistent with the physics involved. Those parameters are referred as databases dimensions, they are : up and downward coolant density, up and downward coolant temperature, fuel temperature, boron concentration in moderator and burnup. Then, neutronic core analysis enabled to create a time scheme to model a working cycle for the reactor. It is light enough to avoid detrimental calculation time but still accurate enough in the follow-up of core parameters. Simultaneously, thermalhydraulic Canadian SCWR inputs are retrieved from academic work. Python operates the coupling between the two codes while exchanging arrays in DONJON structures. A whole coupled calculation can take up to two months to run. All the coupling inputs were properly commented in order to make it as easy as possible to be reused for addi-tional studies. The coupled simulation performed show that design modifications meet their purpose, especially on maximum cladding surface temperature (MCST). Use of additional databases for side and corner assemblies is confirmed important and, contrarily to what pre-vious studies results suggested, 3-batches reloading can meet MCST safety criteria. Overall, coupled analysis of the Canadian SCWR provides useful data to characterize the core and its physics when a global reactivity control device is used. Finally, this study provides a complementary point of view about the safety analysis of the Canadian SCWR. It highlights the limitation of the thermalhydraulic models. An enhanced thermalhydraulic simulation could provide clearer insights on several safety criteria.