Soutenance mémoire
LE RÉACTEUR JULES HOROWITZ
Contexte
Les matériaux de structure et le combustible d’un réacteur nucléaire sont placés dans un environnement très sollicitant. La durée de vie des centrales électrogènes est déterminée par la tenue sous irradiation de la cuve. Par ailleurs, les performances et la sûreté du cœur dépendent des propriétés des matériaux les constituants. Ainsi, la prévision du comportement des matériaux sous irradiation est une question de première importance. Cependant, les mécanismes mis en jeu (déformation, corrosion, tenue thermomécanique, migration des produits de fission …) sont complexes et interdépendants. C’est pourquoi la simulation et les expériences servant à la compréhension de ces mécanismes ne suffisent pas à la qualification des matériaux. Les réacteurs d’irradiation technologiques (Material Testing Reactors) permettent de reproduire des conditions d’irradiation similaires à celles du fonctionnement nominal et en situation accidentel des réacteurs de puissance afin d’y soumettre les matériaux à tester. Ces réacteurs polyvalents offrent de nombreuses possibilités d’expérimentations et sont indispensables au développement et au maintien d’une filière nucléaire. Ils restent toutefois coûteux et peu de réacteurs de ce type existent en Europe, ils ont été construits dans les années 60 et arrivent donc maintenant en fin de vie .
Afin d’assurer la continuité des réacteurs d’irradiation technologiques européens, la construction du RJH sur le site de Cadarache a été décidée par le CEA et financée par un consortium de partenaires internationaux (constitué d’industriels et d’organismes de recherche). Le RJH, dont la divergence est prévue pour novembre β016, pourra accueillir, en moyenne, une vingtaine d’expériences simultanément. Le flux rapide fourni dans le cœur (de 5.10¹⁴ n.cm-2.s-1 à 6.10¹⁴ n.cm-2.s-1) permettra d’étudier l’endommagement des matériaux (environ 7 fois plus important que dans un réacteur à eau électrogène). Un fort flux thermique (jusqu’à 5.5 10¹⁴ n.cm-2.s-1) en réflecteur servira à l’étude du comportement du combustible sous conditions nominales, incidentelles et accidentelles (rampes de puissance afin de simuler un transitoire de réactivité). Enfin, le RJH couvrira 25% à 50% de la demande européenne en radio-isotopes pour la médecine et permettra la production de silicium dopé par transmutation neutronique (NTD) pour l’électronique de puissance.
Description du cœur et du réflecteur
Pour que le RJH puisse répondre aux besoins que doivent remplir les MTR, il possède certaines caractéristiques techniques qui imposent des spécificités technologiques :
– Un flux neutronique rapide important en cœur implique une forte densité de puissance et donc :
o un cœur de petite taille (~Ø60cm x 60cm)
o une puissance élevée de fonctionnement (100 MWth)
– Une grande capacité expérimentale en réflecteur et en coeur :
o La présence de systèmes à déplacements (pour l’étude de transitoires et l’adaptation de la puissance) et de nombreux emplacements fixes en réflecteur
o Un réflecteur en béryllium pour limiter les fuites neutroniques
o Des assemblages circulaires avec la possibilité d’accueillir un dispositif expérimental au centre
– Une durée de cycle entre 25 et 30 JEPP et donc un combustible enrichi en 235U pour atteindre les performances de haut flux, tout en restant non proliférant (combustible UFE )μ l’UMoAl enrichi à 19.75% en 235U a été retenu. Cependant l’irradiation de ce combustible dans OSIRIS a conduit à identifier un comportement thermo-mécanique anormal, incompatible en l’état avec une utilisation pour le RJH; les travaux de mise au point de ce combustible se poursuivent en particulier en France et aux Etats-Unis. Un combustible de repli en U3Si2Al a donc été choisi en attendant la qualification thermomécanique de l’UMoAl. L’U3Si2Al présente cependant une concentration en uranium moindre (4.8 gU/cm3 pour l’U3Si2Al alors que l’UMoAl atteint 8 gU/cm3). Un enrichissement plus important (27% en 235U) est donc nécessaire pour assurer la même durée de cycle avec un fonctionnement à 100 MWth (pour conserver la même durée de cycle, un enrichissement à 19.75% imposerait un fonctionnement à 70MWth).
De plus, la grande densité de puissance du cœur oblige une circulation rapide du caloporteur pour un refroidissement efficace du combustible. Une géométrie à plaques a donc été retenue pour le combustible avec une vitesse moyenne d’écoulement du caloporteur de 14.7 m.s-1 permettant un fonctionnement à basse température (<40 °C3) et à faible pression (de 7 à 16 bars). L’aluminium a été choisi pour les gaines et la matrice du combustible pour sa bonne conductivité thermique, sa faible absorption neutronique et ses propriétés mécaniques satisfaisantes à basse température. Le design du RJH est défini pour les études de conception par la maîtrise d’œuvre (AREVA-TA) en accord avec le CEA. Les principales caractéristiques du cœur intéressant les études neutroniques sont décrites dans la suite.
Le Cœur et le réflecteur
Le cœur du RJH est constitué d’un casier en aluminium de 60 cm de diamètre contenant 37 alvéoles pour les éléments combustibles (98.6mm de diamètre) et possédant 12 emplacement supplémentaires de diamètre 34 mm pouvant accueillir des mandrins en aluminium , des barres d’absorbant, de l’instrumentation ou la source de démarrage.
Le réflecteur est composé de blocs de béryllium séparés par des lames d’eau. Il peut accueillir un grand nombre d’expériences simultanément en enlevant les bouchons en béryllium. Des écrans gammas en zirconium sont présents entre la virole et le réflecteur afin de protéger les blocs de béryllium de l’échauffement et de l’endommagement occasionné par la réaction (γ,n).
L’Assemblage Combustible
L’assemblage combustible de type RJH est constitué de γx8 plaques cintrées en U3Si2Al, gainées en AlFeNi (Aluminium (96% massique) avec environ 1% de Fer, 1% de Nickel et 1% de Magnésium). Les plaques sont maintenues par des raidisseurs en aluminium. L’épaisseur des plaques est de 1.37mm dont 0.61mm d’épaisseur d’âme combustible. Les entrefers (espaces entre les plaques) ont une épaisseur de 1.95mm. Le diamètre interne de la première plaque (P1) est de 44mm et le diamètre externe de la dernière plaque (P8) est de 93.22 mm. Le diamètre externe des assemblages est quant à lui fixé à 96.22 mm (bout du raidisseur).
Les plaques combustibles ont une hauteur de 70 cm dont 60 cm de hauteur active. Les 3 cm d’aluminium boré au-dessus du combustible limitent la remontée de flux thermique et donc l’échauffement en sortie de canal pour prévenir la crise d’ébullition. Le combustible sélectionné est de l’U3Si2Al enrichi à 19.75% ou à 27% en 235U. Sa température est prise à 20°C (arrêt à froid) ou à 100°C (fonctionnement nominal) pour les calculs. La température du modérateur est prise quant à elle à 20°C ou à 40°C.
Le tube guide, situé au centre de l’assemblage, contient soit un suiveur en aluminium (afin de ne pas avoir trop d’eau au centre des assemblages et d’éviter un fort gradient de puissance), soit une barre de contrôle en hafnium, soit un dispositif expérimental.
Le formulaire neutronique associé : HORUS3D/N
Le formulaire de calcul du RJH, HORUS3D, est utilisé pour les études de conception et de sûreté du réacteur. HORUS3D comporte :
– une partie Neutronique (N) et Photonique (P)
– une partie Thermohydraulique (Th) μ étude thermohydraulique du cœur avec le code FLICA4.
– une partie Système (Sys) μ étude thermohydraulique système c’est-à-dire les circuits dans leur ensemble comprenant le cœur, les échangeurs et la tuyauterie avec le code CATHARE2.
– une partie Cycle (Cy) : étude de la puissance résiduelle et de l’activité du combustible après déchargement avec les codes DARWIN et PEPIN.
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Table des matières
INTRODUCTION
PARTIE I : PROGRAMMES EXPÉRIMENTAUX EN SOUTIEN À LA QUALIFICATION DES OUTILS DE CALCUL NEUTRONIQUE DU RJH
A LE RÉACTEUR JULES HOROWITZ
A.1 Contexte
A.2 Description du cœur et du réflecteur
A.3 Le formulaire neutronique associé : HORUS3D/N
B LE PROGRAMME VALMONT
B.1 Le réacteur MINERVE
B.2 Les mesures par la technique d’oscillation d’échantillons
B.3 Les Mesures de Taux de conversion modifiés
B.4 Synthèse
C LE PROGRAMME AMMON
C.1 Contexte et objectifs du programme
C.2 Description des configurations
C.3 Techniques de mesures
C.4 Conclusion concernant le programme AMMON
D SYNTHÈSE
PARTIE II : MÉTHODES DE PROPAGATION ET DE MAÎTRISE DES INCERTITUDES
A ÉLÉMENTS THÉORIQUES ET SIMULATIONS
A.1 Eléments de physique nucléaire
A.2 Les codes de simulation neutronique
A.3 Conclusion
B PROPAGATION DES INCERTITUDES
B.1 Définitions
B.2 Principe de la Marginalisation analytique
B.3 Calculs de sensibilité
B.4 Méthode de propagation statistique
B.5 Conclusion
C MÉTHODES DE TRANSPOSITION ET DE MAÎTRISE DES INCERTITUDES
C.1 Réestimation des Données Nucléaires de Base (RDN)
C.2 La représentativité, méthode d’Orlov pour les paramètres intégraux
C.3 Conclusion
D SYNTHÈSE
PARTIE III : APPLICATION AU CALCUL D’INCERTITUDES SUR LA RÉACTIVITÉ DU CŒUR RJH
A SENSIBILITÉS DE LA RÉACTIVITÉ DU RJH AUX SECTIONS EFFICACES
A.1 Principaux isotopes et effets 3D
A.2 Effet de la mise en groupe
A.3 Détermination des sensibilités de la réactivité du RJH aux sections efficaces
A.4 Conclusion
B LES DONNÉES NUCLÉAIRES DE BASE
B.1 Le format ENDF
B.2 L’Uranium
B.3 Le Béryllium
B.4 L’Eau
B.5 L’Aluminium
B.6 Marginalisation rétroactive de l’Aluminium β7
B.7 Conclusion sur les données nucléaires de base
C INCERTITUDES SUR LA RÉACTIVITÉ DU RJH VENANT DES DONNÉES NUCLÉAIRES
C.1 Propagation des incertitudes des sections efficaces
C.2 Incertitude due au spectre de fission de l’235U
C.3 Impact des distributions angulaires sur la réactivité
D SYNTHÈSE DE LA PARTIE III
PARTIE IV : QUALIFICATION ÉLÉMENTAIRE DES DONNÉES NUCLÉAIRES RELATIVES AU COMBUSTIBLE DU RJH INTERPRÉTATION DU PROGRAMME VALMONT
A LES SCHÉMAS D’INTERPRÉTATION
A.1 Description des schémas de calcul
A.2 Validation des schémas de calcul
A.3 Corrections des calculs
A.4 Calibration
B DÉTERMINATION DES INCERTITUDES
C COMPARAISON CALCUL / EXPÉRIENCE
C.1 Qualification des données nucléaires
C.2 Ecarts calculs-expériences sur les effets en réactivité
D MAÎTRISE DES INCERTITUDES
E CONCLUSION DE L’ÉTUDE DU PROGRAMME VALMONT
PARTIE V : QUALIFICATION GLOBALE : LE PROGRAMME AMMON
A MISE AU POINT DES SCHÉMAS DE CALCUL POUR AMMON
A.1 Le schéma de calcul stochastique
A.2 Le schéma de calcul déterministe
A.3 Validation du schéma déterministe
B DÉTERMINATION DES INCERTITUDES SUR LA RÉACTIVITÉ DU CŒUR AMMON/RÉFÉRENCE
B.1 Détermination, maîtrise et propagation des incertitudes technologiques sur la réactivité
B.2 Propagation sur la réactivité des incertitudes dues aux données nucléaires
B.3 Conclusions de la détermination des incertitudes
C COMPARAISONS CALCULS – EXPÉRIENCES
C.1 Ecart Calcul – Expérience sur la réactivité
C.2 Ecarts Calculs – Expériences sur les distributions de puissance
C.3 Conclusions de l’interprétation
D TRANSPOSITION DES BIAIS ET INCERTITUDES DE LA RÉACTIVITÉ AU CAS DU RJH
D.1 Facteur de représentativité
D.2 Transposition de l’écart calcul-expérience
D.3 Réduction des incertitudes dues aux données nucléaires
D.4 Conclusion de la transposition
E SYNTHÈSE DE L’ÉTUDE DU PROGRAMME AMMON/RÉFÉRENCE
CONCLUSION GÉNÉRALE
