Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN

Atelier GEDEPEON NICOLAS CAPELLAN Le couplage Monte Carlo neutronique/thermo-hydraulique dans les réacteurs à combustibles solides et liquides Présentation des activités réalisées et prospectives au CNRS

Simulations numériques des réacteurs r nucléaires Mesures Données nucléaires Evaluation Bases de données : sections efficaces Simulations neutroniques Scénarios de déploiement (GEN3,GEN4) Distributions de puissance Simulations couplées neutronique/thermo-hydraulique Etudes de sûreté 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 2

Cas des combustibles solides : ex REP Combustible Gaine CODE CŒUR! Caloporteur 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 3

Nécessité du couplage N-THN Contrôle de la réactivité Contrôle des températures N NEUTRONIQUE THERMO-HYDRAULIQUE Position des grappes Poisons consommables Enrichissements Paramètres du caloporteur Etude thermique (géométrie) Débit du fluide TH Réactivité Flux neutronique Carte des puissances Température combustible Effet doppler Dilatation Température du caloporteur Effets de spectre Densité du fluide Modération des neutrons Variation de la quantité de matière (MSFR) 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 4

Nécessité du couplage N-THN Utilité : Prise en compte des interactions fortes entre ces 2 disciplines Principe : Calcul des températures à partir des distributions de puissance Sections efficaces différentielles dépendantes de la température Intérêts : Nouveaux designs / combustibles innovants Applications 3D sur les réacteurs actuels Apport des calculs 3D : Effets locaux (marges de sécurité, facteurs de forme, ) Calculs d évolution combustible en 3D Conditions initiales précises pour les situations incidentelles Enjeux : Utilisation simplifiée et automatisée 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 5

Le code MURE (MCNP Utility for Reactor Evolution*) BUT Modélisation de réacteurs ou d expériences neutroniques Evolution détaillée du combustible Etudes de sûrets reté et de transitoires MURE est constitué d un ensemble de classes écrites en C++ Définition d un système : interface à MCNP(X) Evolution du combustible : couplage MCNP/Evolution Construction de l arbre des noyaux Résolution des équations de Bateman Sûreté : dimensionnement thermo-hydraulique hydraulique couplage neutronique/thermo-hydraulique hydraulique 1D couplage neutronique/thermo-hydraulique hydraulique 3D (COBRA) Non-Prolifération : monitoring d un cœur par neutrinos Modules externes : Interface à NJOY Post-traitement des résultats d évolution. * O. Méplan et al. «MURE, description of the methods, first applications and results». ENC proceedings, 2005 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 6

Echanges de données et calculs associés Communications et données nécessaires : Exemple sous MURE N TH Partie neutronique Calcul du flux Géométrie Matériaux Dépôts de puissance XS (T) Neutronique MURE / MCNP + Burn up MURE f N < σ φ> Q i T F i c B i T S i ρ C i T C Echanges thermiques Thermo hydraulique COBRA BATH Carte des dépôts de puissance Partie thermo-hydraulique Résolution de l équation de la chaleur Géométrie Nature caloporteur et structures Carte des dépôts de puissance Températures, densités, Couplage statique à un temps donné 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 7

Codes thermo-hydrauliques hydrauliques disponibles BATH (Basic Approach of the Thermal-Hydraulics) simulation du circuit primaire en écoulement monophasique monodimensionnel permanent (géométrie RZ). Résolution Echauffement température caloporteur : m& c p ΔT = q p A Convection à l interface paroi/fluide : q out p T S TC = hc Conduction dans la gaine : out out q r S T S ( r) = TS + ln 2π k S L r Chute de température dans la lame de gaz : out in q TF = TS + out 2π H gap rf L Conduction dans le combustible : out q& out 2 2 in 2 r T + + F ( r) TF ( rf r ) 2rF ln 4k F rf = out COBRA-EN (Coolant Boiling in Rod Arrays) Simulations des écoulements diphasiques en eau Code 3D, Validé & qualifié Code sous canal Open source Résolution Détermination de la nature de l écoulement Conservation de la masse, quantité de mouvement, et de l énergie Modélisation des transferts thermiques Modèle convectif dépendant de la nature de l écoulement (convection simple phase, ébullition nucléée sous-refroidi ou saturé, écoulement transitoire, écoulement en film) Modèle «basique» pour la conduction 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 8

Codes disponibles BATH TH Avantages : Flexibilité Modifiable Evolutif Capacités actuelles : TH Caloporteurs : H 2 O, D 2 O, Na Gaines : Zircaloy, Acier 316 L Combustible : UOx, MOx, ThOx (cylindres pleins ou creux) 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 9

Codes disponibles COBRA TH Maille axiale Identification des crayons (axe X) Identification des crayons (axe Y) 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 10

Limites des codes Exemple de point sensible : le «GAP» Chute de température dans la lame de gaz Coefficient d échange h : h = hcond + hr + h contact Evaluation du coefficient d échange dans le jeu radial en considérant un remplissage en hélium Déformation de la pastille combustible sous irradiation 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 11

Recouvrement des maillages Communication des codes Neutronique Thermo-hydraulique Cas PWR, BWR, Assemblage à maille carrée Cas SFR, BWR, Assemblage à maille hexagonale N TH 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 12

MURE : accroissement de l aide l à la conception Remplissage et découpage automatique des assemblages : ReactorMesh Plenum Zones radiales Gestion simple : Tubes guides Barres de contrôle Crayons exotiques Plenum Niveaux axiaux Coupe axiale Coupe radiale 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 13

MURE : accroissement de l aide l à la conception Recouvrement des maillages et calculs associés : la classe COBRA N TH Identification des crayons et sous-canaux Identification des connexions 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 14

Schéma couplé : recherche de la convergence Des itérations successives sont nécessaires N Cas test : assemblage de type BWR TH 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 15

Validation du schéma couplé Calcul en milieu infini sur 4 assemblages (benchmark NEA) «Validation» de la convergence 200 000 particules Source convergée 100 cycles actifs (basée sur les fluctuations de puissance) N Comparaison entre codes des puissances déposées dans des zones radiales d un assemblage 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 16

Calcul ¼ cœur Validation du schéma couplé U O X M O X 8 processeurs (OMP) : > 1 jour 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 17

Validation du schéma couplé Calcul ¼ cœur N N TH Les puissances sont normalisées 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 18

Validation du schéma couplé Comparaison des dépôts de puissance par assemblage Calcul ¼ cœur Calcul de référence N Calcul MURE Ecarts pondérés (PWE)» >> pondération des écarts de puissance suivant l importance de zone considérée PWE = i e i i P P ref ref i i e i = P calc i P P ref i ref i 100 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 19

Résumé/Transition : cas des réacteurs r à combustible liquide Discrétisation / recouvrement des maillages MSFR Elément de volume du cœur Modélisation neutronique Modélisation thermo-hydraulique Codes de CFD : OpenFOAM FLUENT Saturne Trio_U Communications Neutronique MCNP + Burn up MURE REM f N < σ φ> Q i T j i ρ j Echanges thermiques Thermo hydraulique COBRA TRIO_U? Section efficace dépendante de la température NJOY Méthode des pseudo-matériaux : 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 20

Cas des réacteurs r à combustible liquide Test préliminaire : étude couplée neutronique / thermo-hydraulique sur un élément de volume [1] Présentation MSFR calculs INOPRO [2] Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires. F. Perdu. 2003 [3] Le concept AMSTER, aspects physiques et sûreté. D. Lecarpentier. 2001 N [1],[2],[3] Canal moyen : R=13cm, H=194cm Volume ~ 1% du cœur V=1m/s P canal TH Débit masse Hypothèses neutroniques Colonne cylindrique (réflexion radiale et fuites axiales) Combustible : 7 LiF-ThF 4-233 UF 3 [4] TH Hypothèses thermiques Colonne adiabatique Echauffement du fluide : [4],[5] ρ, C p, μ ΔT = q mc & p [4] Minimizing the fissile inventory of the molten salt fast reactor. E. Merle-Lucotte et al. Advances in Nuclear Fuel Management IV. 2009 [5] Filière nucléaire à sels fondus, prédimensionnement des échangeurs intermédiaires. Note EDF HF-22-75-36. 1975 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 21

CV des sources de fission [1] Combustible liquide : problématique des neutrons retardés [2],[3] Cinétique : technique de résolution et problématique de la propagation des erreurs/incertitudes [4] Couplage N-TH N : points durs Difficultés / pistes de solution Erreurs sur les données brutes : rapport alpha 233 U erreur/absence de données sur certaines probabilités d émission de neutrons retardés (campagnes mesures à l ILL : Ludovic Mathieu) [1] Reliable method for fission source convergence of Monte Carlo criticaly calculation with Wielandt s method. Yamamoto et al. 2004 [2] Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires. F. Perdu. 2003 [3] Le concept AMSTER, aspects physiques et sûreté. D. Lecarpentier. 2001 [4] Couplage Neutronique thermo-hydraulique. Application au RNR- He. F. Vaiana. 2009 Source de puissance Approximation : l énergie de fission est déposée localement et de manière instantanée 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 22

ANNEXES 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 23

Evolution : couplage MCNP/Bateman Principe général Résolution des équations de Bateman Conditions Puissance constante, k eff constant (poison, barre, ) Refroidissement Rechargement Décroissances Réactions 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 24

Homogénéisation des grandeurs thermiques Système adiabatique Conservation de la masse : 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 25

Sections efficaces dépendantes d en température 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 26

MCNP 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 27

MCNP 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 28

Cinétique Point avec CR 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 29

PK+CR sur un SFR 12/07/11 N. Capellan - Atelier GEDEPEON 30