Bibliographie & annexes
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RÉSUMÉ
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur. Pour compléter, l'évolution du combustible et la cinétique sont traitées, ainsi que les aspects multi-physiques. Quelques exemples de logiciels de calcul sont décrits.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Christine POINOT-SALANON : Adjointe scientifique, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
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Anne NICOLAS : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
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Michel SOLDEVILA : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
INTRODUCTION
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps (équation de Boltzmann et de la cinétique) et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur (équations de Bateman).
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Démarche de vérification, validation des codes de calcul neutronique
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6. Aspects multiphysiques
6.1 Nécessité d'un couplage
Dans les réacteurs à eau pressurisée, le bilan neutronique dépend de la température du combustible et de la densité du caloporteur, ce qui implique de résoudre par couplage les équations de Boltzmann et de Navier-Stokes ainsi que celles qui régissent le comportement du combustible.
Les études de neutronique couplées aux autres disciplines sont essentiellement utilisées pour la conception et la sûreté des systèmes nucléaires. La démonstration de sûreté impose de déterminer des marges vis-à-vis des conséquences induites par les séquences accidentelles les plus graves. Pour cela, il faut mettre en place des simulations neutroniques, thermiques et thermohydrauliques qui permettent de simuler divers transitoires de fonctionnement normal et accidentel. En principe, il faudrait mener de front l'analyse pour les trois disciplines car :
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les sections efficaces dépendent a minima de la température du combustible et de la densité du modérateur ;
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la thermique du combustible dépend de l'irradiation du combustible, de la puissance neutronique et de l'échange thermique avec le fluide modérateur ;
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la thermohydraulique du fluide dépend du terme source de puissance dégagé principalement par convection (paroi des combustibles) et marginalement par rayonnement γ.
Pour le fonctionnement normal du réacteur, le couplage neutronique/thermohydraulique est effectué via les sections efficaces macroscopiques qui sont réévaluées pour chaque maille spatiale et en fonction du changement des propriétés du combustible et du modérateur ; celles-ci sont en général évaluées via un modèle simplifié intégré au code du cœur.
Pour les situations accidentelles, dans les approches utilisées encore aujourd'hui pour certains cas dans les dossiers de sûreté, les trois disciplines sont relativement découplées, c'est-à-dire que dans les calculs thermohydrauliques, on impose des distributions de puissance crayon variables dans le temps. Les contre-réactions de réactivité du cœur (Doppler et modérateur) proviennent de calculs neutroniques cinétiques, soit en considérant le cœur comme un point (cinétique ponctuelle), soit en considérant au mieux une approche 1D axiale (cinétique 1D). Cette approche est classiquement utilisée pour le traitement de l'accident de perte de réfrigérant primaire (APRP).
L'inconvénient...
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Aspects multiphysiques
BIBLIOGRAPHIE
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(1) - BOLTZMANN (L.) - Weitere studien über das würmegleichgewicht unter gas molekulem. - Wiener Berichte, 66, p. 275-370 (1872).
-
(2) - REUSS (P.) - Précis de neutronique. - EDP sciences.
-
(3) - REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Collection Enseignements des Sciences.
-
(4) - WHITESIDES (G.E.) - Difficulty in computing the h-effective of the world. - Trans. Ann. Nucl. Soc., 14, no 2, p. 680 (1971).
-
(5) - DUDERSTADT (J.J.), MARTIN (W.R.) - La Neutronique. - Monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire du CEA, Éditions Le Moniteur, « Transport Theory », J. Wiley & Sons, New-York, USA (1979).
-
(6) - HÉBERT (A.) - Applied reactor physics. - Presses Internationales Polytechnique.
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ANNEXES
Code DRAGON http://www.polymtl.ca/nucleaire/DRAGON/
Code SCALE https://www.ornl.gov/onramp/scale-code-system
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