Chapitre n°03
Résultats et discussion
Chapitre 3 Résultats et discussion
56
Chapitre 3 : Résultats et Discussion
Dans ce chapitre 03, nous présenterons les
résultats de simulations numériques ; obtenus par le code MCNP et
ce en utilisant les scripts développés en langage Python pour
l'automatisation des calculs, dans le but de définir une configuration
critique d'un assemblage combustible constitué d'une une mixture
homogène d'oxyde d'Uranium et de Thorium. En plus des calculs de
criticité, il a été également question de calculer
certains paramètres neutroniques caractéristiques du coeur,
à savoir le flux, le taux de réaction ainsi que leur distribution
spatiale.
I. Méthodologie de calcul :
La méthodologie que nous avons adoptée pour
faire la simulation est basée sur trois étapes principales :
1. Dans la première phase ; il s'agit de
préparer le script Python qui permet de générer le fichier
input pour le code MCNP et ce pour un modèle de coeur du type NuScale
[18].
2. La deuxième étape ; consiste à
trouver exécuter le script de recherche de criticité, comme une
fonction de l'enrichissement en U235 pour un mélange donné. Pour
cela on utilise le code « Criticité_Crt.py »
programmé en Python. Cette étape est effectuée
avec un calcul rapide (1000 neutrons par cycle) pour réduire le temps de
calcul par itération.
3. Dans la troisième et dernière phase ; une
fois une configuration critique est obtenue avec faible précision, on
augmente le nombre de neutrons par cycle, ainsi que le nombre de cycles en
respectant la règle d'usage : 4000 à 5000 neutrons pour 100
Cycles actifs. À ce stade 20000 neutrons par cycle sont utilisés.
La convergence vers la configuration critique nécessitera trois
itérations au plus, avec un temps de calcul plus important par
itération (entre 90 et 120 min par itération). À cette
étape-là, les tallies de flux et taux de réaction sont
enregistrés et interprétés par la suite, en utilisant des
scripts Python pour le tracé graphique.
II. Le calcul de test pour la recherche de la
configuration critique :
II.1. Préparation de fichier Input
:
On prépare le fichier input selon les standards et
formats du code MCNP, tout en respectant les règles de définition
des différents blocs (Cellules, Surfaces, Matériaux, Physique)
constituant ce fichier. Il est important d'inclure toutes les informations
concernant le modèle du coeur qu'on veut simuler, en l'occurrence, un
coeur SMR du type NuScale. Dans ce sens, il faut vérifier que
Chapitre 3 Résultats et
discussion
la géométrie est correcte et qu'elle ne
présente aucune singularité ou erreur dans la définition
des volumes et surfaces. Une fois qu'un fichier input typique est obtenu
correctement, moyennant un calcul MCNP5 de vérification, ce
modèle est inclus dans le script Python qui permet de
générer automatiquement les fichiers input en fonction des
paramètres de la configuration à simuler (Cf. Tableau 2.2:
Les propriétés physiques de la mixture), à savoir :
l'enrichissement en U235 et la fraction volumique de l'oxyde d'UO2 dans le
mélange combustible, comme c'est montré dans l'organigramme
ci-dessous.
Une configuration test initiale est définie avec
??????2[%] = 99%, et ce pour être utilisée dans la
vérification du script de recherche de l'enrichissement critique
correspondant, avec une valeur initiale ????????5[%] = 5%.
Un fichier input « U99e5 » est
créé à ce stade en vue de son exécution.
MCNP_Input_Generator.py
Géométrie
Physique
Modèle NuScale
|
> mcnp5 in=U99e5 out=U99e5O
|
MCNP Input : U99e5
57
Figure 3.1 : Organigramme montrant la
procédure d'une génération d'un fichier Input
MCNP5
avec un script Python ainsi que son exécution
II.2. Obtention de l'enrichissement critique
:
À ce stade-là, nous avons donc un script Python
qui permet de générer et d'exécuter le fichier input
« U99e5 » de la configuration en question,
qui est une fonction de deux paramètres physiques : ??????2[%]
et ????????5[%] ainsi qu'un paramètre
géométrique qu'est la hauteur active de l'assemblage combustible
: ??[????]. Une qu'un calcul MCNP est terminé, le script
MCNP_Input_Generator.py, va lire le fichier Output et renvoyer le facteur de
multiplication effectif, résultat du calcul de la carte kcode, ainsi que
sa déviation standard et la contribution des trois catégories
neutroniques dans fission en chaîne, à savoir les neutrons
thermiques
Chapitre 3 Résultats et discussion
58
(E ?? < 0.625????), neutrons intermédiaires (0.625 =
E ?? = 100??????) et les neutrons rapides (E??> 100??????)
Dans ce calcul test, pour 1000 neutrons/cycle sont
utilisés avec 80 cycles actifs. Le résultat indique un ???????? =
0.87784 traduisant ainsi une configuration largement sous-critique.
L'enrichissement initial proposé ne permettant donc pas d'obtenir une
configuration critique, le script Python « Criticité_Crt.py
» ; comprenant une boucle test pour vérifier la valeur de
????????, va prospecter avec une règle d'itération
linéaire, les valeurs de ????????5[%] jusqu'à
l'obtention d'une valeur qui correspond à une configuration critique. On
considérera une configuration critique, toute configuration dont 0.99500
= ???????? = 1.00500.
Non
> mcnp5 in=U99e5 out=U99e5O
Test : ???????? critique ?
Oui
Affichage et
enregistrement
de ????????
Géométrie
Physique
MCNP_Input_Generator.
py
MCNP Input : U99enr_U5
Modèle NuScale
?????????? = ?????????? + ???????
Figure 3.2 : Organigramme simplifié montrant
la procédure de recherche de la configuration critique en fonction de
l'enrichissement enr_U5
Chapitre 3 Résultats et
discussion
59
Ainsi, si l'enrichissement initial ne permet pas d'avoir une
configuration critique, un nouvel enrichissement est défini à
partir du premier enrichissement en rajoutant un pas, ajusté
manuellement, selon la vitesse de convergence des calculs. Pour ceci, une
première batterie de simulations est lancée avec 1000
neutrons/cycle pour voir la tendance et la vitesse d'approchement de la valeur
critique. Dans le cas d'une tendance assez lente, le pas ?????????5
est ajusté afin de réduire le nombre d'itérations et
vice-versa. Une fois un pas est jugé raisonnable, on procède
à des calculs avec 5000 neutrons/Cycle pour avoir un premier
résultats critique acceptable.
Dans le cas de notre exemple, 4 itérations sont
nécessaires avec un pas ??????????? = 0.9% pour atteindre une
configuration critique :
Tableau 3.1 : Résultats de calcul MCNP
incluant la recherche de criticité
|
???????? = ????% (??????????
|
= ??%), ??????????? =
|
??.??%
|
|
|
??????????
|
|
????????
|
|
|
5
|
|
0.87784
|
|
|
5.9
|
|
0.91284
|
|
|
6.8
|
|
0.94528
|
|
|
7.7
|
|
0.97227
|
|
|
8.6
|
|
0.99771
|
|
|
Configuration critique : ???????? =
|
????% ; ?????????? = ??%,
|
?????????? =
|
??.??%
|
II.3. Calcul des grandeurs neutroniques :
Une fois que l'enrichissement critique initial est obtenu, il
sera réinjecté dans le même script avec un nombre de
neutrons plus importants, à savoir 20000 neutrons/Cycle. Dans ce de
figure l'enrichissement vérifie toujours la condition de
criticité et on peut procéder au calcul des grandeurs
neutroniques :
1. Le spectre neutronique moyen sur l'ensemble de
l'assemblage combustible (les tallies sont enregistrés dans tous les
crayons de combustibles) ;
2. La distribution spatiale du flux, le taux de
réaction de fission et le taux de réaction de capture, pour le
mélange combustible
Chapitre 3 Résultats et discussion
60
3. Le calcul du taux de réaction de fission et de
capture pour chaque isotope constituant le combustible, à savoir U235,
U238 et Th232 sur l'ensemble des caryons combustible pouvant contenir ces
éléments.
Pour cela, deux fichiers distincts sont utilisés :
- le premier : Critcality_Spectrum.py
qui permet d'obtenir le spectre neutronique avec un
découpage à 413 groupes énergétiques des
neutrons
- le second :
Criticité_crt.py, qui permet de calculer les
distributions spatiales des flux et taux de réaction, moyennant le tally
FMESH qui permet de calculer le tally F4 sur un maillage défini par
l'utilisateur, couvrant toute la section centrale du coeur du
réacteur.
Moyennant des scripts de tracé graphique écrits
en Python dans ce sens et faisant appel au module Matplotlib qui offre des
grandes possibilités d'interprétation et représentation
graphique des données et fonctions : Plot_spectrum.py
et FMESH_Plotting.py
Les résultats de calcul pour cette première
configuration test, dont le combustible est essentiellement fait d'UO2, sont
présentés ci-après.
Figure 3.3 : Spectre neutronique moyen de l'ensemble
du combustible pour la configuration de test f_UO2=99%,
enr_U5=8.6%
Chapitre 3 Résultats et discussion
61
Le spectre neutronique obtenu (Fig. 3.3) présente une
prédominance épithermique à rapide avec une faible
proportion des thermiques.
Les données de la tally FMESH sont obtenus dans des
fichiers « meshtal » séparés
qui seront lus et interprétés avec le script
FMESH_Plotting.py. Ainsi, la distribution du flux
(Fig. 3.4), montre un flux maximal au centre qui décroit d'une
manière non symétrique (des élongations diagonales en X)
vers les bords du coeur jusqu'à atteindre les limites du circuit
primaire. Les barils et circuits primaires sont montrés par des cercles
en pointillés rouges.
Figure 3.4 : Distribution spatiale du flux
neutronique au niveau de la section centrale du coeur
De la même manière les taux de fission et de
capture au niveau du combustible sont interprétés graphiquement
via le même script FMESH_Plotting.py.
On peut constater sur la figure 3.5, que la
géométrie du coeur est bien visible et très bien
reproduite par le biais du taux de réaction, qu'il soit de fission ou de
capture. La figure 3.5, le score de la fission, montre bien que le siège
de cette réaction est bien les crayons de combustible. La capture quant
elle, non distinctive (Fig. 3.6) est majoritairement présente dans le
combustible avec quelques sites de degrés moindre au niveau des
conteneurs, la plus importante se trouve au niveau de la paroi
intérieure du baril du coeur avec une fraction au niveau de l'eau de
modération.
Chapitre 3 Résultats et
discussion
62
Figure 3.5 : Distribution spatiale du taux de
fission au niveau de la section centrale du coeur
Figure 3.6 : Distribution spatiale du taux de
capture au niveau de la section centrale du coeur
Chapitre 3 Résultats et discussion
Pour finir l'intégrale des taux de fission et capture
sont calculés sur tout le volume combustible ainsi que pour les isotopes
majeurs séparément. Les résultats sont
récapitulés dans le tableau ci-dessous.
Tableau 3.2 : Récapitulatif des taux de
réactions dans le combustible et pour chaque isotope
majeur
|
?? ?????? = ????% (?? ???????? = ??%), ??????????? =
??.??%
|
|
Matériau
|
????[???????? ????. ????????
/
|
?????????? [?? ??????/??????]
|
?????????? [????????/??????]
|
???????? [??????????/??????]
|
|
Combustible
|
2.365 x 10-2
|
1.93424E+14
|
1.99647E+14
|
3.93071E+14
|
|
U235
|
2.038 x 10-3
|
1.81729E+14
|
5.99406E+13
|
2.416696E+14
|
|
U238
|
2.139 x 10-2
|
1.17030E+13
|
1.35032E+14
|
1.46735E+14
|
|
Th232
|
2.249 x 10-3
|
2.99381E+10
|
4.72790E+12
|
4.7578381E+12
|
Dans ce cas, on peut estimer à titre indicatif le taux
de conversion du Thorium 232 en Uranium 233, permettant ainsi de remplacer les
noyaux d'Uranium 235 perdus par fission ou capture radiative :
|
(Capture)Th232
FC = (Capture+fission)U235
|
=
|
4.72790E+12
|
= 0.0195 ? 2%
|
|
(5.99406E+13 + 1.81729E+14 )
|
63
Ce résultat est tout à fait évident vu
cette configuration présente une fraction du Tho2 à 1%, ce qui
est très faible pour obtenir un facteur de conversion significatif.
III. Calcul des configurations à combustible
Uranium-Thorium :
Dans ce qui suit, on choisit d'explorer cinq configurations
avec un combustible à base d'Uranium et de Thorium, supposé
homogène avec un calcul de densité utilisant la loi d'un
mélange incompressible. Les fractions d'UO2 utilisés sont
respectivement 75%, 67%, 50%, 33% ???? 25%. Ainsi, on peut
appliquer la méthodologie de calcul à chaque configuration comme
cela a été discuté dans le paragraphe
précédent.
III.1. Obtention de l'enrichissement critique
:
Les résultats des calculs lancés avec le code
Criticité_Crt.py sont rassemblés dans
le tableau ci-après. On peut bien constater que d'une manière
intuitive on s'attend à ce que l'enrichissement augmente à chaque
fois qu'on réduit la fraction volumique de l'UO2 et ce pour assurer une
réserve de matière fissile qui permet d'obtenir la
criticité.
Chapitre 3 Résultats et
discussion
64
Tableau 3.3 : Récapitulatif des
résultats de recherche d'enrichissement critique pour les
différentes configuration Uranium-Thorium
|
Configuration
|
???????? [%]
|
??????????
|
??????????[%]
[%]
Critique
|
Nombre
d'itérations
|
|
1er Configuration
|
99
|
1
|
8.6
|
4
|
|
2ème Configuration
|
75
|
25
|
14.6
|
6
|
|
3ème Configuration
|
67
|
33
|
16.6
|
2
|
|
4ème Configuration
|
50
|
50
|
23 .6
|
7
|
|
5ème Configuration
|
33
|
67
|
34.6
|
11
|
|
6ème Configuration
|
25
|
75
|
45.6
|
11
|
On a regroupé dans le tableau 3.3, toutes les
configurations y compris la configuration de test initiale, considérant
uniquement de l'Uranium comme combustible. Ces résultats ont
été obtenu avec un calcul rapide, en utilisant 5000
neutrons/cycle et un nombre total de cycles égal à 150. Une
itération coûte environ 4 min en temps de calcul machine.
Comme les mélanges sont graduellement augmentés
en Thorium, l'enrichissement de départ est toujours pris égale
à celui calculé dans la configuration précédente,
vu que l'enrichissement doit augmenter à chaque fois qu'on réduit
la fraction de l'UO2 dans le combustible.
III.2. Calcul des grandeurs neutroniques :
En premier lieu, pour chaque configuration on calcule le
spectre neutronique via le tally F4 avec un partage énergétique
de 413 groupes. Les résultats sont regroupés sur le même
graphe (Fig. 3.7).
La figure en question montre bien que le spectre neutronique
moyenné sur tout le volume combustible est pratiquement identique dans
toutes les configurations, sauf la première configuration test, ou on
peut observer un léger épaulement dans la composante gauche
(thermique et intermédiaire) du spectre. Ceci traduit par l'augmentation
de la capture neutronique dans la partie thermique au fur et à mesure
qu'on augmente la fraction du Thorium 232. Par contre dans la partie rapide,
les spectres se confondent pratiquement.
Chapitre 3 Résultats et
discussion
65
Figure 3.7 : Spectre neutronique des
différentes configurations, calculé sur le volume
combustible
total
La distribution spatiale du flux neutroniques de chacune des
six configurations est présentée dans la figure 3.8, toutes
regroupées afin de permettre meilleure comparaison visuelle.
Les mêmes allures de distribution flux au niveau de la
section centrale du coeur sont obtenues, avec une décroissance non
symétrique, caractérisée par des élongations
diagonales en X. par contre une forte intensité du flux au centre du
coeur est enregistrée dans la configuration n°1 dont le combustible
est principalement fait d'UO2.
De même, la figure 3.9 montre que la répartition
de la fission est bien la même dans toutes les configurations et il est
difficile de distinguer les légères différences dans
l'intensité du taux de fission entre une configuration et une autre. Par
contre, on remarque bien que des maximums sont bien visible au niveau des bords
du coeur, notamment au niveau des coins du carré centrale. Ceci est
dû à la population neutronique réfléchie par l'eau
de modération, ainsi que la distribution du flux neutronique notamment
au niveau des coins.
Chapitre 3 Résultats et discussion
(a)
(c)
(e)
(d)
(b)
(f)
Figure 3.8 : La distribution spatiale du flux
neutronique moyen des six configurations : (a) UO2=99%, (b) UO2=75%, (c) UO2 =
67%, (d) UO2=50%, (e) UO2=33%, (f) UO2=25% 66
Chapitre 3 Résultats et discussion
(a)
(c)
(e)
(f)
(d)
(b)
Figure 3.9 : La distribution spatiale du taux de
fission des six configurations : (a) UO2=99%, (b) UO2=75%, (c) UO2 = 67%, (d)
UO2=50%, (e) UO2=33%, (f) UO2=25%
Chapitre 3 Résultats et discussion
68
La figure 3.10, quant à elle nous permet de visualiser
la capture au niveau de section centrale du coeur de chaque configuration.
Encore une fois, une très grande similitude est observée entre
les six configurations. On constate un très grand taux de capture au
centre de la section du coeur avec quelques plus ou moins d'extremums au niveau
de certains crayons combustibles.
D'autres part, la paroi interne du baril du coeur
présente de forte capture neutronique, due essentiellement au fer 56
présent dans l'acier constituant cette première
barrière.
III.3. Calcul du facteur de conversion
THORIUM-URANIUM-233 :
La bonne répartition des taux de fission et de capture
permet dans ce cas de figure, d'une part d'obtenir une meilleure consommation
de l'élément fissile initial U235 et d'autre part une production
d'un nouvel élément fissile U233 via la réaction
nucléaire :
232 + 0 ??
1 233
90??h 90??h 233 92 ??
91???? 233
??-(22.3 min) ??-(27??)
Il est dont impératif de définir quel est le
taux de production de l'U233 (qui correspond à la capture neutronique du
Th232) par rapport au taux de disparition de l'U235 (qui correspond à la
fission et la capture neutronique de l'U235).
Ainsi nous présentons dans les tableaux
ci-dessous, les valeurs numériques de taux de fission et
capture pour chaque élément, tout en déduisant le total de
la réaction nucléaire impliquant un neutron.
Par la suite, on définit le facteur de conversion de
chaque configuration :
FC = (Capture)Th232
(Capture+fission)U235
Ce facteur a été déjà
calculé pour la première configuration et sa valeur
remarquablement très basse ( ~ 2%), reflétant la très
faible fraction du Thorium dans la composition du combustible. La valeur de 1%
était utilisé uniquement pour ne pas attribuer une valeur nulle
dans la fraction de l'isotope Th232 dans la carte du matériau 1 dans le
fichier input, ce qui causerait une erreur de compilation dans le code MCNP et
aurait empêcher le déclenchement du calcul numérique. On
présentera dans ce qui suit les taux de conversion pour chacune des six
configurations.
Chapitre 3 Résultats et discussion
(e)
(c)
(a)
(b)
(d)
(f)
69
Figure 3.10 : La distribution spatiale du taux de
capture des six configurations : (a) UO2=99%, (b) UO2=75%, (c) UO2 = 67%, (d)
UO2=50%, (e) UO2=33%, (f) UO2=25%
Chapitre 3 Résultats et discussion
3.1. 1ere Configuration :
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
|
Total (Fission + Capture)
|
|
Mixture
|
1.93424E+14
|
1.99647E+14
|
3.93071E+14
|
|
U235
|
1.81729E+14
|
5.99406E+13
|
2.416696E+14
|
|
U238
|
1.17030E+13
|
1.35032E+14
|
1.46735E+14
|
|
Th232
|
2.99381E+10
|
4.72790E+12
|
4.7578381E+12
|
|
(Capture)Th232 FC =
(Capture+fission)U235
|
=
|
4.72790E+12
|
= 0.0195 - 2%
|
|
(5.99406E+13 + 1.81729E+14 )
|
3.2. 2eme Configuration :
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
|
Total (Fission + Capture)
|
|
Mixture
|
1.93679E+14
|
2.02137E+14
|
3.95809E+14
|
|
U235
|
1.84600E+14
|
6.13740E+13
|
2.45974E+14
|
|
U238
|
8.29612E+12
|
9.30033E+13
|
1.0129942E+14
|
|
Th232
|
7.49391E+11
|
4.77015E+13
|
4.8450891E+13
|
|
(Capture)Th232 FC =
(Capture+fission)U235
|
=
|
4.77015E+13
|
= 0.1939 - 19%
|
|
(6.13740E+13 + 1.84600E+14)
|
|
(Capture)Th232 FC =
(Capture+fission)U235
|
=
|
5.76707E+13
|
= 0.2335 -23%
|
|
(6.16647E+13 + 1.85218E+14 )
|
3.3. 3eme Configuration :
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
|
Total (Fission + Capture)
|
|
Mixture
|
1.93427E+14
|
2.02789E+14
|
3.96216E+14
|
|
U235
|
1.85218E+14
|
6.16647E+13
|
2.468827E+14
|
|
U238
|
7.23632E+12
|
8.34484E+13
|
9.068472E+13
|
|
Th232
|
9.90037E+11
|
5.76707E+13
|
5.8660737E+13
|
70
Chapitre 3 Résultats et discussion
3.4. 4eme Configuration :
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
|
Total (Fission + Capture)
|
|
Mixture
|
1.94372E+14
|
2.02263E+14
|
3.96635E+14
|
|
U235
|
1.87929E+14
|
6.28733E+13
|
2.508023E+14
|
|
U238
|
4.97218E+12
|
6.27176E+13
|
6.768978E+13
|
|
Th232
|
1.50421E+12
|
7.66867E+13
|
7.819091E+13
|
|
(Capture)Th232 FC
(Capture+fission)U235
|
=
|
7.66867E+13
|
= 0.3057 - 30%
|
|
(6.28733E+13 + 1.87929E+14)
|
3.5. 5eme Configuration :
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
|
Total (Fission + Capture)
|
|
Mixture
|
1.94210E+14
|
2.02396E+14
|
3.96606E+14
|
|
U235
|
1.89437E+14
|
6.37894E+13
|
2.532264E+14
|
|
U238
|
2.77970E+12
|
4.25921E+13
|
4.53718E+13
|
|
Th232
|
2.01810E+12
|
9.60293E+13
|
9.80474E+13
|
|
FC = (Capture)Th232
(Capture +fission)U235
|
=
|
9.60293E+13
|
= 0.3792 - 38%
|
|
(6.37894E+13 + 1.89437E+14)
|
|
(Capture)Th232
FC =
(Capture+fission)U235
|
=
|
1.05483E+14
|
= 0.4143 - 41%
|
|
(6.42613E+13 + 1.90292E+14)
|
3.6. 6eme Configuration:
|
Isotopes
|
Fission
|
Capture
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Total (Fission + Capture)
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Mixture
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1.94288E+14
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2.01621E+14
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3.95909E+14
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U235
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1.90292E+14
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6.42613E+13
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2.545533E+14
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U238
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1.76828E+12
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3.18745E+13
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3.364278E+13
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Th232
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2.26157E+12
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1.05483E+14
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1.0774457E+14
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71
Chapitre 3 Résultats et
discussion
72
Il est tout à fait attendu que le taux de conversion
présente une forte corrélation avec la fraction du ThO2 dans le
combustible. La dernière configuration présente la valeur
maximale à 41%, signifiant que pour chaque 10 fissions d'uranium 235, il
est possible de récupérer 4 noyaux d'uranium 233 pour remplacer
les noyaux fissiles. Ce calcul est purement statique et théorique et ne
prend pas en considération la dynamique du réacteur lors du
fonctionnement mais il est assez significatif sur l'intérêt du
cycle Thorium dans l'industrie énergétique nucléaire.
On constate également, que mis à part la
première configuration ou le combustible est essentiellement de l'UO2,
la densité atomique de la matière fissile dans les configurations
Uranium-Thorium avec différentes fractions volumiques, est restée
relativement constante pour assurer la criticité du système,
comme le montre le tableau récapitulatif ci-dessous. Très
probablement des calculs de plus haute précision (nombres de neutrons
important par cycle) permettront de mieux appréhender l'allure de cette
densité critique de l'U235.
Tableau 3.4 : Comparatif de la réserve
fissile entre les différentes configurations
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Configuration
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????
[ ????. ??]
|
????
[ ????. ??]
|
??????????????[%]
|
????[%]
|
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N??????
|
N??????
|
|
UO2=99%
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2.038 X 10-3
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2.25 X 10-4
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2.36
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??.????
|
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UO2=75%
|
2.621 X 10-3
|
5.62 X 10-3
|
23.6
|
????.??
|
|
UO2=67%
|
2.662 X 10-3
|
7.42 X 10-3
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28.44
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????. ????
|
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UO2=50%
|
2.824 X 10-3
|
1.12 X 10-2
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37.91
|
????.????
|
|
UO2=33%
|
2.732 X 10-3
|
1.50 X 10-2
|
47.44
|
????.????
|
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UO2=25%
|
2.727 X 10-3
|
1.68 X 10-2
|
52.32
|
????.????
|
73
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