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Subatech Laboratoire de physique subatomique et des technologies associées Unit

Subatech Laboratoire de physique subatomique et des technologies associées Unité Mixte de Recherche 6457 Université de Nantes, IN2P3/CNRS, École des Mines de Nantes RAPPORT DE STAGE Développement et application d'un code de scénario électronucléaire Amélie Pector Master 2 physique parcours ARS (Applications et Recherche en Subatomique) Encadrants : MM. Mouginot et Thiollière 2 ABSTRACT Nuclear energy is the main source of electricity in France, and is spread all over the world. Many studies are in progress on the current nuclear plant and on its evolving. Nuclear wastes are also taken into acount. In France, the law « Bataille » of 1991, reconducted in 2006, recommends the strategies that must be explored for their gestion. My intertainement's aim was to provide a calculation tool. This code allows to follow the evolution of the inventory of nuclear materials. Its results will give a first estimation that can be a basis for further investigation. It will be usefull for the team ERDRE, working on the next generation of nuclear reactors, particularly on transmuation devices. Such devices are designed in order to transmute the minor actinides Americium, Curium, and Neptunium, that can't be recycled in actual cores. The name of the code developped is ACDC (ACtinides Depletion Code) in reference to those actinides. 3 4 PLAN Introduction..........................................................................................................................................6 I Les scénarios électronucléaires.........................................................................................................6 1) Définition....................................................................................................................................6 2) Scénarios de transition ...............................................................................................................7 3) Scénarios à l'équilibre.................................................................................................................7 4) Outils dédiés...............................................................................................................................7 a. CLASS...................................................................................................................................7 b. MURE....................................................................................................................................8 c. MCNP.....................................................................................................................................8 II L'évolution d'un milieu soumis à l'irradiation..................................................................................9 1) Notions de base de physique des réacteurs.................................................................................9 a. Fonctionnement d'un réacteur nucléaire.................................................................................9 i Les réacteurs électro-nucléaires..........................................................................................9 ii Réactions nucléaires dans un cœur de réacteur..................................................................9 b. Réactivité dans un cœur de réacteur.......................................................................................9 c. Équations de Bateman..........................................................................................................10 d. Notions de flux / de puissance constante.............................................................................11 2) Résolution des équations de Bateman......................................................................................13 a. Méthode Runge Kunta.........................................................................................................13 b. Méthode matricielle.............................................................................................................13 3) Codes........................................................................................................................................14 a. MCNP...................................................................................................................................14 b. MURE..................................................................................................................................14 III ACDC...........................................................................................................................................16 1) Cahier des charges....................................................................................................................16 2) Principe de fonctionnement du code........................................................................................17 a. Calcul des sections efficaces................................................................................................17 b. Calcul du flux.......................................................................................................................17 c. Calcul du kinf......................................................................................................................18 d. Ajout de la méthode matricielle...........................................................................................18 e. Recherche de l'équilibre.......................................................................................................19 3) Validation..................................................................................................................................19 a. Comparaison des inventaires................................................................................................19 i Simulation de référence.....................................................................................................19 ii Validation des méthodes d'évolution................................................................................20 iii Validation du calcul des sections efficaces.....................................................................22 iv Comparaison des résultats ACDC / MURE.....................................................................24 b. Comparaison du flux et du kinf............................................................................................28 i Actualisation du flux.........................................................................................................28 ii Calcul du kinf..................................................................................................................29 Conclusion..........................................................................................................................................30 Références..........................................................................................................................................31 5 6 Introduction L'énergie nucléaire est la source principale d'électricité en France [1], et est exploitée partout dans le monde. Son déploiement nécessite des études permanentes. Elles concernent le suivi du parc actuellement en exploitation mais aussi son avenir et ses mutations. Les déchets produits sont également étudiés. La loi Bataille de 1991, prolongée en 2006, fixe l'orientation que doivent prendre les recherches sur la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue. Ce stage a pour but de développer un outil capable de fournir l'évolution de l’inventaire en noyaux lourds dans un combustible soumis à un flux de neutrons. Il donnera une base de travail pour les études menées au sein du groupe ERDRE dans le cadre des études systèmes et des scénarios électronucléaires associés, particulièrement sur les possibilités de transmutation des déchets nucléaires en ADS (Accelerator Driven Systems) [3]. I Les scénarios électronucléaires 1) Définition Un scénario électronucléaire est une prévision de l'évolution de la production et de la consommation d'énergie, réalisée à partir de certaines hypothèses et intégrant un certain nombre de contraintes [2]. C'est un outil qui fait appel à de nombreuses disciplines. Il prend en compte un certain nombre d'hypothèses et de contraintes, qu'elles soient physiques, économiques, ou encore politiques. Les hypothèses principales d'un scénario électronucléaire concernent l'évolution des besoins en électricité, la disponibilité de la ressource, les contraintes technologiques et le coût des filières (réacteurs et usines) considérées. Les besoins en énergie sont fixés à partir d'hypothèses sur l'évolution démographique, la croissance économique, ou encore les décisions politiques. La disponibilité de la ressource va dépendre de son prix et peut avoir un impact fort sur le déploiement d'une filière au détriment d'une autre. Les contraintes technologiques vont concerner les hypothèses sur le niveau de maturité d'une filière au moment où l'on décide de la déployer. La principale difficulté pour un scénario est donc de s'appuyer sur des hypothèses difficilement vérifiables et toujours discutables. Une fois les hypothèses définies, le scénario électronucléaire consiste à définir les données d'entrée qui donneront la meilleure image du parc considéré. Il faut alors prendre en compte les stocks initiaux, les usines de fabrication du combustible et celles de retraitement, les réacteurs nucléaires ou encore les sites de stockage des déchets. La partie physique du scénario électronucléaire s’appuie alors sur un code informatique dont le but et de calculer les inventaires de matières dans chaque unité du parc. Cet inventaire sert alors de base pour l'évaluation du parc considéré en fonction de critères prédéfinis. Par exemple, on peut chercher à minimiser les déchets produits, ou encore limiter les flux de matières hautement radioactives. 7 On distingue deux type de scénarios : les scénarios de transition qui cherchent à tester la faisabilité du passage d'une technologie à une autre, et les scénarios à l'équilibre dans lesquels les flux de matière sont stationnaires. 2) Scénarios de transition Dans ces scénarios on étudie l'impact de la mise en place de nouveaux types de réacteurs ou de combustibles. Par exemple, il peut être intéressant de tester la faisabilité du déploiement de réacteurs à neutrons rapides en remplacement des réacteurs actuels. De même, on peut tester la capacité de ces réacteurs à régénérer leur combustible afin de mieux l'exploiter. On cherche alors à effectuer la transition vers des systèmes dans lesquels la matière fissile consommée est régénérée au fur et à mesure de l'irradiation. Du point de vue du combustible, certaines équipes du CNRS travaillent sur le cycle Thorium. Dans ce cycle le noyau fissile principal,233U, est obtenu par capture neutronique sur le noyau fertile 232Th. Les scénarios de transition peuvent fournir des évaluations pertinentes sur la faisabilité d'une transition vers une telle filière. Ces scénarios sont des cas réalistes où l'on prend en compte les changements de politiques qui peuvent intervenir sur la gestion du parc. Un cas plus simple consiste à considérer que le parc cesse d'évoluer. Le flux de matière est alors constant au court du temps et le parc se trouve à l'équilibre. 3) Scénarios à l'équilibre L'hypothèse de départ de ces scénarios est que les inventaires de matière sont considérés stationnaires dans un parc donné, sur lequel plus aucune modification n'est apportée. Les matières recyclées sont donc toujours les mêmes. Cependant, un parc à l'équilibre peut avoir recevoir une entrée, par exemple une mine d'Uranium, et posséder une sortie de matière (génération de déchets). Le temps de mise à l'équilibre d'un parc étant d'une centaine d'année, il dépasse les temps caractéristiques des changements de technologie pris en compte dans les scénarios de transition. Un scénario à l'équilibre n'est donc pas réaliste, car il part de l'état que devrait atteindre un scénario de transition si le parc cessait de changer. Il permet néanmoins d'avoir une première estimation des types et des proportions des noyaux qui devront être manipulés en fin de vie du parc. 4) Outils dédiés Les études nécessaires à l'exploration d'un scénario donné nécessitent divers outils. Ils vont des simples codes de neutronique jusqu'aux codes de scénario qui tentent de prendre en compte le maximum de paramètres. a. CLASS Lorsqu'on étudie un scénario, il faut pouvoir estimer les conséquences des hypothèses et des choix retenus. Il est possible pour cela de faire appel à des codes informatiques spécifiques : les codes de 8 scénario électronucléaires. CLASS est un code de scénario électronucléaire développé au sein du groupe ERDRE de Subatech. Il permet de simuler un parc nucléaire entier, des centrales aux usines de retraitement. Pour simuler le comportement des différents combustibles, en cœur ou usagés, il fait appel à des bases de données. Ces bases peuvent être générées avec un code d'évolution, par exemple avec le code MURE. Grâce à ses calculs, CLASS fournit une estimation de l'évolution de l'inventaire isotopique dans chaque unité du parc, sur les quantités totales de combustible consommé, l'énergie libérée, ou encore sur les déchets produits au cours du scénario. b. MURE MURE (MCNP Utility for Reactor Evolution) [6] a été développé par les groupes de physique des réacteur du CNRS. C'est un code d'évolution : il permet de simuler l'évolution du combustible soumis à irradiation dans un cœur. Les informations que l'on peut trouver à l'issue d'un calcul MURE sont principalement les quantités et le type des noyaux présents en cœur. Comme son nom l'indique, ce logiciel est une extension basée sur MCNP. MURE utilise en particulier les sections efficaces des réactions calculées dans ce code de transport. c. MCNP MCNP (Monte Carlo à N Particules) [5] est un code de transport de particules. Les particules transportables au sein de la géométrie simulée sont les photons, les électrons, les neutrons, etc ... Ce sont ces derniers qui nous intéressent pour les calculs uploads/S4/ rapport-de-stage-developpement-et-application-d-x27-un-code-de-scenario-electronucleaire.pdf