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Etude neutronique d'une configuration d'un cœur à base du combustible uranium-thoriumpar Hakim BOUZOURDAZ et Houssem MAKHLOUFI Université Ferhat Abbas Sétif-1 - Master 2020 |
Chapitre n°02Modélisation et simulation du réacteur Chapitre 2 Modélisation et simulation du réacteur 21 Chapitre 2 : Modélisation et simulation du réacteurI. Modélisation et Simulation avec le code MCNP5 : Dans ce chapitre on va présenter l'essentiel de la modélisation géométrique et physique du réacteur étudié et ce en utilisant le code MCNP5. Le but de cette partie est d'établir une méthode semi-automatique transcrite en « Python » pour la génération d'une configuration donnée (fichier INPUT), lancer le calcul et vérifier le résultat en lisant la sortie (fichier OUTPUT) et modifier l'entrée encore une fois si nécessaire pour déterminer l'enrichissement critique correspondant. En utilisant les tallies disponibles dans le MCNP5, il sera également question de définir certains paramètres neutroniques de ce coeur, tel que le flux et les taux de réaction. I.1. Modélisation géométrique : La première étape d'une modélisation numérique dans le calcul des réacteurs est bien de définir la géométrie du système. Pour faire, et selon le modèle du réacteur choisi, type : SMR de la compagnie : NuScale, il est question de définir 24 assemblages carrés (17 x 17) de crayons de combustible, le tout plongé dans un volume cylindrique rempli d'eau légère, contenu dans un baril métallique (en fer inoxydable). La géométrie cylindrique est un très bon choix en effet, pour modéliser ce genre de coeur de réacteur nucléaire, tant que les assemblages sont disposés selon une symétrie axiale qui permet une certaine distribution spatiale symétrique des grandeurs physiques. Dans la présente étude on considère cinq volumes cylindriques depuis l'extérieur (Fig. 1) :
Chapitre 2 Modélisation et simulation du réacteur
5. Le coeur composé de 24 assemblages carrés (17x17) de crayons combustibles, disposés selon deux grands axes perpendiculaires de 06 assemblage chacun et le reste est disposé d'une manière identique sur chaque quart du système (Fig. 2.2). L'eau
R R' e1 e2 Le Coeur du réacteur Le Conteneur Baril du Coeur Figure 2.1 : Vue d'ensemble du réacteur SMR_NuScale sous forme de cylindres emboités
22 (XY) (XZ) (a) : la projection axiale (b) : la projection longitudinale Figure 2.2 : Coupes transversale et longitudinale du réacteur Chapitre 2 Modélisation et simulation du réacteur 23 I.2. Modélisation physique : Nous considérons un combustible sous forme de mixture homogène d'Uraninite (UO2) et de Thorite (ThO2). Le crayon est enveloppé d'une protection en Zircolay-4 avec une séparation de vide d'une soixante de microns. L'élément combustible est montré dans la figure 3 ci-dessous. Les fractions d'UO2 et de ThO2 sont reliées par l'équation d'unitarité suivante : ??????2[%] + ????h??2[%] = 1.00 = 100% Ainsi, une fois l'un des deux paramètres est fixé, par exemple??????2[%], il serait trivial d'obtenir l'autre paramètre ????h??2[%] = 100 - ??????2[%] pour définir la constitution de notre combustible en termes des fractions isotopes majeurs de l'uranium et l'isotope unique du thorium, à savoir : 235 ; 9 2 U 92 U 238 et 90??h 232 .
Figure 2.3 : La section d'un élément combustible avec son modérateur L'ensemble Crayon combustible + gaine de protection est complètement baigné dans un volume carré d'arrêt 1.2626????, comme c'est montré sur la figure 2.3. Cette structure est répétée 289 fois (17 x 17) pour obtenir un assemblage carré. Ce dernier est également répété 24 fois, ce qui donne un total de 6936 crayons combustible dans l'ensemble du coeur. De cette manière, on définira un combustible comme étant fonction de deux paramètres principaux : la fraction volumique de l'uraninite dans le combustible ??????2[%] et l'enrichissement en 235 U de cette fraction, noté ????????5[%]. Le tableau ci-dessous donne les valeurs de constantes physiques et atomiques des éléments constituants du combustible et son Chapitre 2 Modélisation et simulation du réacteur 24 modérateur et la définition de la masse volumique du combustible considéré comme un mélange incompressible de deux matériaux incompressibles. Ainsi, il est évident d'écrire : f9 Pfuet [Cm3] = fu02 X PU02 + fTh02 X PTh02 La fraction de chaque isotope sera obtenue à partir de cette densité ainsi que les fractions massiques correspondantes de chaque composant. Ceci dit, la masse molaire de l'uranium est fonction de l'enrichissement en 92 ?? 235 : MU = MU5 X enrD5 + Mug X (1 - enru5) En plus de éléments qui seront nécessaires pour la définition physique du réacteur, on utilisera la composition de la gaine en Zircolay-4 ainsi que l'acier inoxydable utilisé comme conteneur mécanique. Zircolay-4 : alliage de zirconium (98,23 % en masse), d'étain (1,45 %), de chrome (0,10 %), fer (0,21 %), et hafnium (< 0,01 %). Acier inoxydable () : 50% de fer, au moins 10,5% de chrome et moins de 1,2% de carbone.
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Tableau 2.1 : Les propriétés physiques de la mixture. II.3. Le Code de Simulation MCNP5 : Le nom de code MCNP est l'abréviation Monte Carlo N-Particle, et il désigne un logiciel codé en Fortran et basé sur les méthodes Monte-Carlo. Ces méthodes basées sur les nombres aléatoires ont été inventé dans les années quarante par les scientifiques Nicholas Metropolis et Chapitre 2 Modélisation et simulation du réacteur 26 Stanislas Ulam, durant leur implication dans le projet américain d'armement nucléaire MANHATTAN, à Los Alamos. [19] Ce code permet de simuler le transport des particules neutres et chargés (neutrons, photons, électrons) dans la matière, en se basant en particulier le calcul neutronique des réacteurs nucléaires. Il a été développé et toujours sujet de développement par le laboratoire de recherche américain "Los Alamos National Laboratory" (LANL). Aujourd'hui, il représente le code de calcul le plus utilisé dans des applications orientées vers l'utilisation des radiations en physique médicale, la neutronique, la radioprotection et la physique des détecteurs. 3.1. Description du code MCNP5 : Le code MCNP consiste en une méthode probabiliste qui permet la résolution de l'équation de transport par une méthode de tirage aléatoire. Chaque particule émise aura une histoire propre à elle. Il suit chacune des particules émises depuis leur naissance jusqu'à leur disparition en tenant compte des probabilités d'interactions avec les différents matériaux rencontrés, représentées par les sections efficaces dans les librairies annexes au code. Pour générer un fichier d'entrées, il est nécessaire de définir certaines parties nécessaires pour le déroulement du calcul. Ces parties, appelées cartes (CARD) sont essentiellement : les cellules autant que volumes dans l'espace, les surfaces englobant les cellules, les matériaux contenus dans ces cellules, ainsi que les paramètres de la simulation et le type de réponses souhaitées. [19] 3.2. Structure du fichier MCNP : Comme il a été mentionné plus haut, le fichier d'entrée doit contenir des informations sur la géométrie du problème à simuler : Surfaces et Cellules, la composition physique du problème : les matériaux : leurs compositions élémentaires et/ou isotopiques, leurs densités massiques, les sections efficaces correspondantes aux réactions physiques prévues, localisation et caractéristique de la source initiale, les réponses qu'on souhaite récupérer et la technique de réduction de variance pour optimiser les calculs . D'une manière générale, le fichier d'entrée est composé de trois blocs : |
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