Les outils composant la chaîne de calcul spécifiquement dédiée aux études CBU développé au CEA/SPRC ont été présentés dans ce chapitre. Forte d’une importante base de qualification, elle est basée sur l’en- chaînement des dernières versions de formulaires d’évolution du combustible (DARWIN-2.3) et de sûreté-criticité (CRISTAL V2) et utilise des données nucléaires et un maillage énergétique cohérent (JEFF-3.1.1/SHEM). Les calculs d’évolution effectués avec DARWIN et le schéma de calcul spé- cifique basé sur le le schéma de référence « CYCLE2008 » et le code APOLLO-2.8 permettent de fournir les concentrations isotopiques en fin d’irradiation ou après un refroidissement. Le formulaire DARWIN a été développé à partir des années 1990 afin de répondre aux besoins de caractérisation physique des combustibles irradiés et des déchets. Les calculs d’évolution des isotopes en réacteur et des grandeurs physiques attendues (concentrations par exemple) sont fournis par le module PEPIN sur la base de bibliothèques neutroniques obtenues par le code d’assemblage APOLLO-2. Le formulaire de sûreté-criticité CRISTAL est composé des librairies communes aux applications, des procédures et des schémas de calcul recommandés, des codes de calcul spécifiques et des interfaces associées. Il est développé conjointement par le CEA et l’IRSN avec le support de AREVA-NC et utilisé par la majeure partie des industriels français pour leurs études de sûreté-criticité. Les points importants à souligner concernant ces outils sont les suivants :
• ils bénéficient des derniers travaux concernant les données nucléaires, les formalismes d’autopro- tection et les méthodes associées au transport permettant d’atteindre des précisions satisfaisantes concernant les paramètres neutroniques et la prédiction du bilan matière, notamment des isotopes de la criticité ;
• les codes d’évolution DARWIN-2.3 et CESAR-5 et l’évaluation JEFF-3.1.1, sont communs pour les études réacteur et cycle ;
• la pertinence de l’évaluation JEFF-3.1.1, ayant tiré profit du retour d’expérience JEF-2.2, a été démontrée par les études de qualification du bilan matière et des paramètres neutroniques (PIE Data, expériences intégrales). Elle est l’évaluation de référence pour toutes les applications y compris la criticité ;
• la prochaine version du formulaire CRISTAL bénéficie en particulier de l’ensemble des travaux menés. Elle s’appuie sur la bibliothèque CEA V5.1.2, officiellement associée à l’évaluation JEFF- 3.1.1, sur le maillage énergétique SHEM à 281 groupes (voies multigroupes) et sur les formalismes d’autoprotection associés (mélanges). De plus, son ergonomie a été améliorée grâce à l’outil LATEC permettant la génération de jeux de données pour toutes les voies de calcul avec un couplage déjà en place avec CESAR-5 pour le traitement des problématiques CBU.
Outils de calcul neutronique pour la sûreté-criticité : Bibliographie
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[OUT-5] A. SANTAMARINA et al., JEFF-3.1.1 nuclear data library, JEFF report 22, Validation re- sults from JEF-2.2 to JEFF-3.1.1, OECD/NEA, 2009
[OUT-6] A. SANTAMARINA et al., Communication CEA, 2009 [OUT-7] J.F VIDAL & al., Communication CEA, 2008
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[OUT-9] J.C JABOULAY, H. GOLFIER, V. BELLANGER, Communication CEA, 2008
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[OUT-19] J.M GOMIT, A. AGGERY, C. MAGNAUD, J. MISS, C. RIFFARD, J.C TRAMA, Commu- nication CEA, 2010
[OUT-20] J.M GOMIT, CRISTAL, un outil de calcul de criticité de nouvelle génération, in Clefs CEA no45, p87-89, 2001
[OUT-21] J.M GOMIT et al., CRISTAL : un formulaire de sûreté-criticité de nouvelle génération, IPSN, rapport scientifique et technique, p92-98, 2002
ETAT DE L’ART DE LA
METHODOLOGIE ET DES
HYPOTHESES RETENUES POUR LE
CALCUL DU CBU
L’objectif de ce chapitre est de faire un état des lieux des méthodologies de prise en compte du CBU REP-MOx et de leurs performances. Les particularités liées à la difficulté du traitement du combustible MOx par rapport au combustible UOx seront identifiées. En regard de cet état de l’art et des besoins qu’il met en évidence pour la définition d’une méthodologie CBU applicable aux combustibles REP- MOx, les axes principaux de travail seront dégagés.
3.1
Problématique Crédit Burn-up (CBU)
En règle générale, les études de sûreté-criticité concernant les combustibles usés stockés, transportés ou retraités sont très conservatives et considèrent ce combustible comme neuf donc le plus réactif pos- sible (teneur maximale en matière fissile,235U pour les combustibles UOx et239Pu et 241Pu pour les
combustibles MOx). Or, au cours de l’irradiation, la matière fissile est progressivement consommée et de nouveaux corps sont formés. Ainsi, sa réactivité et sa composition varient fortement. Le « Cré- dit Burn-Up » (CBU) est la prise en compte de l’antiréactivité du combustible irradié par rapport au combustible neuf. Sa considération dans les études de sûreté-criticité des installations est synonyme de gain économique substantiel pour l’industriel. Les tendances actuelles observées aussi bien pour les combustibles UOx (augmentation de l’enrichissement initial) et MOx (augmentation de la teneur moyenne en plutonium) ainsi que des besoins de plus en plus importants d’entreposage de combus- tibles irradiés renforcent l’intérêt de la mise en œuvre d’une démarche CBU afin de gagner en marges de fonctionnement pour l’ensemble des activités de l’aval du cycle du combustible (densification des piscines, design des châteaux de transport, cadences de retraitement. . . ) [CBU-1] [CBU-2] [CBU-3]. Notons également l’intérêt de la prise en compte d’une méthodologie CBU MOx dans le contexte de la perspective du déploiement en France de réacteurs du futur (Réacteurs à Neutrons Rapides et Réac- teur à Eau Légère et à Haut Facteur de Conversion) ; et de la préservation des ressources naturelles en uranium naturel nécessitant le dimensionnement d’une nouvelle usine de retraitement spécifique.