Conclusion
Sur le plan le plan pratique, on a exploré 6
configurations, dont une première configuration préliminaire
constituée d'un combustible à base d'UO2, ensuite on a
commencé à réduire la proportion de celui-ci et augmenter
cette du ThO2. Pour les six configurations, les résultats de calcul,
montrent un flux neutronique avec un maximum au centre qui décroit vers
les bords, avec une partie centrale présentant des élongations
diagonales (en forme de X). le spectre neutronique quant à lui, est
caractérisé par une prédominance rapide montrant une
faible modération des neutrons dans le coeur.
Les taux de réactions de fission et capture,
présentent les mêmes allures dans toutes les configurations. La
fission, est maximale sur les bords du coeur, notamment dans les coins du
carré central, traduisant très probablement les maximas du flux
dans les coins et surtout la réflexion des neutrons au contact du volume
d'eau de modération qui entoure complètement le coeur. La
distribution spatiale des de la fission et de la capture reproduit très
fidèlement la géométrie des coeurs (assemblage en
crayons).
Un facteur de conversion du thorium en uranium 233 a
été calculé et une valeur maximale pour la configuration
présentant la plus grande fraction du ThO2, mais nécessitant un
plus grand enrichissement (~45%) de la fraction de l'UO2. Cet effet,
reflète en effet la nécessité de préserver une
densité atomique (presque constante) de la matière fissile qui
correspond à la situation critique du coeur.
L'automatisation nécessiterait également
quelques améliorations, notamment dans l'algorithme de recherche de
criticité, en utilisant un pas de variation de l'enrichissement
recherché, puisse y être dynamique et surtout qu'il soit fonction
du résultat de keff pour se libérer de l'ajustement manuel du pas
de variation. D'autres améliorations peuvent être également
apportés pour la stratégie de calcul ainsi que l'exploitation des
résultats de calcul (lecture et interprétation des fichiers de
sortie).
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Références
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Résumé :
Pour réduire les coûts élevés de
construction des réacteurs nucléaires, améliorer leur
sûreté, réduire leur production de déchets
radioactifs et assurer la pérennité du combustible, de nombreux
chercheurs se sont tournés vers l'étude de petits
réacteurs nucléaires modulaires (SMR) à cycle
thorium. Le but de ce travail est de trouver une composition homogène et
simple pour le coeur d'un petit réacteur nucléaire
NuScale à combustible issu de l'uranium et du thorium
et de vérifier le renouvellement de l'élément fissile pour
le combustible, en déterminant certaines de ses propriétés
neutroniques telles que flux, vitesse de réaction (fission et capture)
et leur distribution spatiale à l'aide d'un programme de simulation
MCNP5 et le langage de programmation PYTHON
pour l'automatisation des calculs.
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Summary :
To reduce the high construction costs of nuclear reactors,
improve their safety, reduce their production of radioactive waste and ensure
the sustainability of the fuel, many researchers have turned to the study of
small modular nuclear reactors (SMR) thorium cycle. The aim of
this work is to find a homogeneous and simple composition for the core of a
small NuScale nuclear reactor fueled from uranium and thorium
and to verify the renewal of the fissile element for the fuel, by determining
certain of its neutron properties such as flux, reaction rate (fission and
capture) and their spatial distribution using a simulation program
MCNP5 and the programming language PYTHON for
the automation of calculations.
Mots Clés : MCNP, SMR, NuScale, Neutronique,
Fission, Criticité, Uranium, Thorium, Python, Matplotlib, Numpy,
Script.
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