Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération : impact des données nucléaires sur leur performance

par Wassim Khamakhem

Thèse de doctorat en Physique

Sous la direction de Gérald Rimpault.

Soutenue en 2010

à Paris 11 , en partenariat avec Université de Paris-Sud. Faculté des Sciences d'Orsay (Essonne) (autre partenaire) .


  • Résumé

    L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension des variations des caractéristiques neutroniques de cœurs de réacteurs de 4ème génération (RNR-Na et RNR-G) au cours de l'évolution du combustible. Les caractéristiques neutroniques d'intérêt sont bien sûr la perte de réactivité au cours du cycle et le gain de régénération mais aussi l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. L'évolution du combustible conduit à une dégradation des paramètres de sûreté des cœurs. L'étude de ces variations et de leurs incertitudes associées contribue à justifier la conception des réacteurs de 4ème génération telle qu'envisagée dans ses derniers développements. Les cœurs des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) et à caloporteur hélium (RNR-He) sont maintenant redimensionnés afin de respecter les critères de conception des réacteurs de quatrième génération qui sont: l'économie des ressources, l'amélioration de la sûreté et de la fiabilité, la résistance à la prolifération et la protection physique. Les images de ces cœurs ont des caractéristiques neutroniques innovantes par rapport à celles du cœur EFR qui fût dimension né dans la continuité de Phénix et de Super Phénix. Les récentes études du CEA ont conduit à un RNR-Na de 3600 MWth à combustible oxyde, appelé SFR, et à un RNR-He de 2400 MWth à combustible carbure, appelé GFR. La conception de ces cœurs doit atteindre un équilibre entre les phénomènes physiques antagonistes que sont un gain de régénération positif et une sûreté accrue traduite comme un effet de vidange sodium réduit (SFR) ou un effet de dépressurisation hélium faible (GFR). Des études ont été réalisées sur des cœurs SFR avec des combustibles de nature différente: carbure (provenant du GFR) ou métal. Les images préliminaires obtenues sont caractérisées par des densités de puissance élevées et de forts gains de régénération, avec un maximum atteint égal à 0,17. La première étape dans le développement des GFR concerne un réacteur expérimental de puissance réduite appelé ALLEGRO démonstrateur technolgique de la filière, ses caractéristiques spécifiques ont également été étudiées. Pour étudier les paramètres neutroniques des cœurs, on dispose d'analyses basées sur les méthodes de sensibilité du code de calcul déterministe ERANOS (système de codes de calcul neutronique). Ces méthodes sont disponibles en statique sans possibilité de prise en compte de l'évolution du combustible. Afin de pallier à cette insuffisance, la première partie de la thèse a consisté à développer des méthodes de calcul de sensibilité en évolution ayant la particularité de coupler l'équation de Boltzmann avec l'équation de Bateman et permettant une compréhension approfondie de l'impact de l'évolution du combustible sur les caractéristiques des cœurs. Les méthodes développées permettent maintenant de calculer la sensibilité des concentrations des actinides mineurs et des produits de fission, et des autres grandeurs neutroniques d'intérêt telles le gain de régénération, l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. Afin d'illustrer l'application de ces sensibilités en évolution, les calculs d'incertitudes des caractéristiques neutroniques des cœurs en évolution ont été réalisés à l'aide d'un ensemble de matrices de variance covariance appelée BOLNA. Les calculs d'incertitudes mettent en lumière la contribution de chaque nucléide aux grandeurs neutroniques des divers cœurs envisagés. Des études poussées concernant les données nucléaires du sodium (ENDFB-VII, JEFF-3. 1, JENDL-3. 3) ont permis de mettre en évidence la difficulté de produire des données nucléaires suffisamment précises et leurs matrices de variance covariance associées. Bien que la faisabilité de ces cœurs ne soit pas remise en question, il apparaît évident que leur performance nécessitera des expériences intégrales confirmant les données nucléaires et réduisant les incertitudes associées. Enfin, on utilise les méthodes de sensibilité pour expliquer les évolutions particulières et parfois divergentes des grandeurs intégrales comme l'effet de vidange ou l'effet Doppler au cours de l'évolution dans les cœurs GFR et ALLEGRO. La raison vient de la différence de taille des deux cœurs mais également des différents matériaux de structure utilisés. Pour le SFR, la répartition de l'effet de vidange sur les zones du coeur est analysée et comparée à celle de la nappe de puissance et in fine rapportée au gain de régénération. Il s'avère que la conception de coeur SFR avec un gain de régénération interne plutôt plat, a comme conséquence, un effet vide plutôt plat qui est un autre aspect positif de la conception de ce cœur. On conclut sur les avantages issus des derniers dessins de cœurs de réacteurs ainsi que sur leur degré de performance du point de vue de la robustesse des outils de calcul très dépendants, en premier lieu, de la connaissance des données nucléaires.

  • Titre traduit

    Fuel management studies in 4th generation fast reactors and nuclear data uncertainty impact on their performance


  • Résumé

    The objective of this PhD topic is to contribute to the understanding of the variations of the core neutronic characteristics of the 4th generation reactors (Sodium Cooled Fast Reactors (SFR) and Gas Cooled Fast Reactors (GFR)) during fuel depletion. The neutron characteristics of interest are of course the burn up reactivity swing and the breeding gain but also the Doppler effect and the coolant void effect. Fuel depletion leads to a degradation of the core safety parameters. The study of these variations and their associated uncertainties contributes to justify 4th generation reactor core designs as envisaged in their last developments. These last developments concerned Sodium Cooled Fast Reactors (SFR) and Gas Cooled Fast Reactors (GFR) which were reshaped in order to meet Generation IV goals on economics, safety and reliability, sustainability and proliferation resistance. They exhibit very innovative characteristics compared to the European Fast Reactor (EFR) whose design was very much in line with those of Phenix and Super Phenix. Recent CEA studies had led to large 3600 MWth SFR cores using oxide fuel and to large 2400 MWth GFR cores using carbide fuel. Since the designs have to balance between positive breeding gain and safety characteristics such as rather low void reactivity effects (SFR) or rather sm ail core pressure drop (GFR), scoping studies for breakthrough SFR cores were performed using dense fuels either carbide (already taken as a reference for the GFR core) or metal. These preliminary breakthrough SFR images are characterized by high power density and highly positive breeding gain (Breeding Gain = 0. 17). As a first step towards the development of GFR plants, a low power experimental GFR called ALLEGRO is being envisaged and has been studied for its peculiar characteristics. To study the main neutronic characteristics of these cores, one can use analyses based on the sensitivity methods of the deterministic computer code ERANOS (neutronic code system). These methods are available in statics without the possibility of taking into account fuel depletion. Ln order to mitigate this insufficiency, a subsequent part of the thesis consisted in developing the depletion perturbation theory which requires to couple Boltzmann and Bateman equations and allows a more precise understanding of the behaviour of the previous cores. The method is now able to calculate the sensitivity of the actinides and fission products concentrations and of neutron characteristics of interest such as breeding gain, Doppler reactivity effect and the coolant void reactivity coefficient effect. Ln order to illustrate these sensitivity developments, uncertainties of the neutron characteristics have been calculated using a preliminary variance covariance matrix called BOLNA. The uncertainty analyses highlight the contribution of each isotope to the neutron characteristics of the various core designs. This determination has given relatively small uncertainty variations with burn up when possible modifications of nuclear data are applied. The in-depth study performed on sodium nuclear data evaluations (ENDFB-VII, JEFF-3. 1, JENDL-3. 3) highlight the difficulty of creating accurate enough nuclear data and their associated covariance matrix. It appears hence that although the feasibility of these core designs are not questioned (relatively optimistic values being calculated are within the target value of 700 pcm for the reactivity swing and 7% for the reactivity coefficient), their performance will require integral experiments both to confirm what has been evaluated with nuclear data covariance matrices and to reduce nuclear data uncertainties. Lastly, the sensitivity methods are used to explain the peculiar behaviour of integral characteristics Iike the void effect or the Doppler effect with depletion in the GFR and ALLEGRO cores. One reason was track back to the difference in size of the two cores but also to the different structural materials being used. Furthermore, the building up of Pu239 fission products and the change in Pu239 and Pu241 isotopes being different induce divergent behaviour of both Doppler with time. For the SFR, the distribution of the void effect in the various core zones which present different fuel depletion histories is finally analyzed to be compared to that of the power distribution and finally to that of the breeding gain. It appears that the SFR core design with a rather flat internai breeding gain has, as a consequence, a rather flat void effect which is another nice feature. One concludes on the advantages resulting from the last core designs as weil as their degree of performance from the view point of computational tools very dependent at first on the nuclear data knowledge.

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Informations

  • Détails : 1 vol. (332 p.)
  • Annexes : Bibliogr. p. 168. Index

Où se trouve cette thèse ?

  • Bibliothèque : Université Paris-Sud (Orsay, Essonne). Service Commun de la Documentation. Section Sciences.
  • Disponible pour le PEB
  • Cote : Og ORSAY(2010)173
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