Fast reactor design with enhanced Doppler Effect : Core design, computer scheme design, uncertainty evaluation
Conception de réacteurs à neutrons rapides à effet Doppler renforcé : Conception, mise au point de schémas numériques, évaluation des incertitudes
Résumé
In order to improve passive safety of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) in case of unprotected transients such as Unprotected Loss of Flow (ULOF) or Unprotected Transient Overpower (UTOP), The French Alternative Energies and Atomic Energy Commission proposed a CADOR concept – a new design of SFR core with enhanced Doppler effect. One of the most important design features is the addition of moderating materials inside fuel assemblies to decrease the average neutron energy by around 40%. The solution leads to roughly three times higher magnitude of Doppler effect due to the increase of resonance neutron population. On the other hand, the softened neutron spectrum changes other core properties. It increases the importance of low-energy neutron scattering and absorption. Moreover, the heterogeneous moderator placement in the assembly may cause an uneven reaction rate distribution and a risk of power peaks not observed in standard SFRs. To demonstrate the safety of CADOR design, it is essential to first evaluate the performance of calculation tools following a Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) - a process that must be applied to calculation codes and methods to show their reliability. The aforementioned changes in the neutron balance put into question the applicability of standard fast reactor neutronic calculation schemes to the case of CADOR. The purpose of this thesis, therefore, is to establish an accurate neutron transport calculation scheme, in line with VVUQ principles, that takes into account all relevant physical phenomena related to atypical properties of the CADOR core.A two-step calculation scheme of deterministic neutron transport code APOLLO3 was defined as a basis for the analysis. The CADOR cores with two different moderator types, Be and ZrH2, were used. The elements of the scheme and their possible improvements were studied through direct comparison with the reference Monte Carlo code TRIPOLI-4. The systematic biases of numerical models, such as: different spatial homogenization approaches or resonance upscattering treatment, different energy and spatial mesh definitions, were studied with respect to accuracy of multiplication factor, Doppler effect and reaction rates. The most important sources of uncertainties were identified and quantified. Finally, as a first estimation of the sensitivity of the multiphysics calculation scheme, the impact of the uncertainties on simulations UTOP and ULOF transients was evaluated via coupling with MACARENa, a calculation code for transient analysis in SFRs.The results indicate that the accuracy of calculation scheme can be improved by applying exact scattering treatment, notably in case of core with ZrH2 moderator where utilization of simplified scattering kernel leads to underestimation of Doppler effect of up to 5.2 %. With exact scattering treatment the global bias of the calculation scheme of APOLLO3 was estimated at approximately 500 pcm for core with Be moderator and 460 pcm for core with ZrH2 moderator. The biases in case of CADOR are of the same order of magnitude as for conventional SFR designs. By preserving more heterogeneous description of the fissile zone during homogenization process the global bias can be further reduced by 110-280 pcm depending on the studied level of heterogeneity; however this approach has a drawback of significantly higher computational complexity. The sensitivity analysis performed in MACARENa suggests that the uncertainties of neutronic calculations have minor impact on the progression of simulated transients. This work shows that the methods available in APOLLO3 provide a good accuracy of calculation of SFRs, even in case of less conventional designs. The low uncertainties of the calculation scheme indicate robustness of the numerical models used; the calculation scheme provides sufficient accuracy to be applied in fast reactor design and safety studies.
Afin d'améliorer la sûreté passive des réacteurs rapides refroidis au sodium (SFR) en cas de transitoires non protégés, tels que la perte de débit non protégée (ULOF) ou une insertion de réactivité (UTOP), le CEA a proposé le concept CADOR - une nouvelle conception du cœur SFR avec un effet Doppler renforcé. L'une des caractéristiques de conception la plus importante est l’implantation de modérateur dans chaque assemblage combustible pour diminuer l'énergie moyenne des neutrons d'environ 40%. La solution conduit à un effet Doppler environ trois fois plus élevé en raison de l'augmentation de la population de neutrons dans les résonances. D'autre part, le spectre neutronique adouci modifie d'autres propriétés du cœur. Par exemple, le placement hétérogène du modérateur dans l'assemblage peut entraîner une distribution inégale de la vitesse de réaction et un risque de pics de puissance non observés dans les SFR standard. Pour démontrer la sûreté du concept CADOR, il est essentiel d'évaluer d'abord la fiabilité des outils de calcul, à la suite d'un processus de vérification, validation et quantification d'incertitude (VVQI). Les modifications du bilan neutronique remettent en question l'applicabilité des schémas de calcul standards du transport neutronique dans le cadre de ce concept CADOR. Par conséquent, le but de cette thèse est d'établir un schéma de calcul de neutronique précis, conforme aux principes de la VVQI, prenant en compte tous les phénomènes physiques pertinents liés aux propriétés atypiques de CADOR.Un schéma de calcul du code neutronique déterministe APOLLO3 a été défini comme base de l'analyse. Les cœurs CADOR avec deux types de modérateurs différents, beryllium (Be) et hydrure de zirconium (ZrH2), ont été utilisés. Les éléments du schéma et leurs améliorations possibles ont été étudiés par comparaison directe avec le code Monte Carlo de référence TRIPOLI-4. Les biais systématiques des modèles numériques (différentes approches d'homogénéisation spatiale ou de traitement de résonance ascendante, différentes définitions d'énergie et de maillage spatial) ont été étudiés pour la précision de keff, l'effet Doppler et les taux de réactions. Les sources d'incertitudes les plus importantes ont été identifiées et quantifiées. Enfin, comme première estimation de la sensibilité du schéma de calcul multi-physique, l'impact des incertitudes sur les simulations des transitoires UTOP et ULOF a été évalué par couplage avec MACARENa, un code de calcul pour l'analyse transitoire en SFR.Les résultats indiquent que la précision du schéma de calcul peut être améliorée en appliquant un traitement de diffusion exact, notamment en cas de cœur avec ZrH2 où l'utilisation d'un modelé de diffusion simplifié conduit à une sous-estimation de l'effet Doppler jusqu'à 5,2%. Avec un traitement de diffusion exact, le biais global du schéma de calcul d'APOLLO3 a été estimé à environ 500 pcm pour le cœur avec le modérateur Be et 460 pcm pour le cœur avec le modérateur ZrH2. Les biais dans le cas de CADOR sont du même ordre de grandeur que pour les cœurs SFR conventionnels. En conservant une description plus hétérogène de la zone fissile pendant le processus d'homogénéisation, le biais global peut être encore réduit de 110-280 pcm en fonction du niveau d'hétérogénéité étudié ; cependant, cette approche présente l'inconvénient d'une complexité de calcul nettement plus élevée. L'analyse de sensibilité réalisée dans MACARENa suggère que les incertitudes des calculs neutroniques ont un impact mineur sur la progression des transitoires simulés. Ce travail montre que les méthodes disponibles dans APOLLO3 fournissent une bonne précision de calcul des SFR, même dans le cas de conceptions moins conventionnelles. Les faibles incertitudes du schéma de calcul indiquent la robustesse des modèles numériques utilisés; le schéma de calcul offre une précision suffisante pour être appliqué dans la conception des réacteurs rapides et leurs études de sûreté.
Origine | Version validée par le jury (STAR) |
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