Détermination des propriétés nucléaires

Les propriétés nucléaires sont considérées à plusieurs niveaux : lors de la déclaration des géométries, lors du traitement des bases de données réacteur et lors de la création de la bibliothèque de sections efficaces macroscopiques du cœur complet. Ces trois points sont détaillés dans les sous-sections suivantes.

9.2.1 Matérialisation du cœur

À la figure 9.1, la texture des petits carrés indique que chaque plan de combustible possède un seul type de combustible et un seul type de réflecteur radial et que chaque plan de réflecteur axial possède un seul type de réflecteur axial. Au total, 30 mélanges sont attribués aux régions du cœur : quatorze mélanges pour le combustible (un par plan), quatorze mélanges pour le réflecteur radial (un par plan) et finalement deux mélanges pour le réflecteur axial (un par plan) (via MIX et PLANE dans GEOD:). Ces 30 mélanges proviennent des 30 bases de données réacteur générées précédemment par DRAGON. Le numéro 0 est attribué comme il se doit aux régions virtuelles. Évidemment, seulement quatorze mélanges sont attribués aux régions non-virtuelles de la géométrie du combustible. Les quatorze mélanges de combustible y sont ordonnés de la même manière que dans la géométrie du cœur.

Le modèle de la cellule isolée ne génère que trois fichiers de signature L_COMPO. Dans ce cas particulier, celui du combustible a été dupliqué quatorze fois, celui du réflecteur radial a

aussi été dupliqué quatorze fois et celui du réflecteur axial a été dupliqué deux fois afin de satisfaire les besoins du modèle DONJON.

9.2.2 Traitement des bases de données réacteur

Une fois importées, les bases de données réacteur générées par DRAGON sont converties en des structures de données utilisables par DONJON. Le traitement des bases de données réacteur du combustible est conduit par le module XSCONS:. Ce module est utilisé pour créer la structure de données /table/ (fichier de signature L_TABLE) qui contient les propriétés nucléaires des quatorze types de combustible. Dans cette /table/, un répertoire est créé pour chaque type de combustible. Chaque répertoire contient des propriétés nucléaires interpolées à partir des points fournis dans la base de données réacteur donnée (interpolation linéaire selon le taux de combustion : BURNUP INTRPL). Le tableau 9.1 présente les pas d’interpolation utilisés (delta). Ceux-ci correspondent aux plus petits incréments de taux de combustion utilisés lors de la génération des bases de données réacteur (tableaux 8.6, C.1 et C.2).

Tableau 9.1 Pas d’interpolation utilisés dans les /table/s ∆B (MWJ/T)

Plan Modèle 1 cellule Modèle 14 cellules Modèle 14 cellules Modèle 14 cellules

isolée isolées couplées continue couplées alternance

1 12.5 12.5 1.4 2.6 2 12.5 12.5 2.7 4.8 3 12.5 12.5 4.2 6.7 4 12.5 12.5 5.9 8.3 5 12.5 12.5 7.6 9.5 6 12.5 12.5 9.2 10.4 7 12.5 12.5 10.7 10.9 8 12.5 12.5 11.5 10.9 9 12.5 12.5 11.5 10.0 10 12.5 12.5 10.3 8.0 11 12.5 12.5 8.0 5.6 12 12.5 12.5 5.9 3.7 13 12.5 12.5 4.0 2.3 14 12.5 12.5 2.4 1.3

Les bases de données réacteur des réflecteurs sont traitées directement par le module CRE: étant donné que les propriétés nucléaires des réflecteurs ne varieront pas au cours des calculs. La bibliothèque de sections efficaces macroscopiques créée (structure de données /macrolib/,

fichier de signature L_MACROLIB) contient seize mélanges c’est-à-dire un mélange par type de réflecteur.

La création de la /table/ du combustible et la création de la /macrolib/ des réflecteurs sont des opérations qui ne sont faites qu’une seule fois en préparation aux nombreux calculs de flux réalisés lors de la simulation du cœur.

9.2.3 Création de la bibliothèque de sections efficaces macroscopiques du cœur

La /macrolib/ du cœur contient les propriétés nucléaires de toutes les régions du cœur à un temps donné. Cette /macrolib/ doit être créée avant chaque calcul de flux étant donné que l’état du combustible change au cours du temps. Par exemple, au cours d’un cycle, le combustible se consomme et lors d’un rechargement, le combustible est déplacé et du combustible neuf est inséré dans le cœur.

À un temps donné, la création de la /macrolib/ du cœur se divise en deux étapes. La première étape consiste à utiliser le module CRE: afin de créer la /macrolib/ du combustible à partir de la /table/ et de la /map/. La distribution du taux de combustion dans le cœur est enregistrée dans la /map/. Cette distribution détermine l’état du combustible dans chaque région de combustible. Les propriétés du combustible sont enregistrées en fonction du taux de combustion dans la /table/. La /macrolib/ du combustible contient autant de mélanges que de régions de combustible. La deuxième étape consiste à utiliser le module INIMAC: et l’/index/ afin de combiner la /macrolib/ du combustible et la /macrolib/ des réflecteurs en une seule /macrolib/. La /macrolib/ du cœur contient autant de mélanges que de régions définies dans le cœur.

9.3 Distributions de flux et de puissance dans le cœur

Les distributions de flux et de puissance dans le cœur se calculent en suivant les étapes présentées ci-dessous.

– Calcul des matrices du système propres à la méthode des différences finies centrées à partir du module TRIVAA:, de la /macrolib/ du cœur et du /tracking/ du cœur.

– Calcul de la distribution de flux dans le cœur à partir du module FLUD:, des matrices du système et du /tracking/ du cœur. La distribution de flux du calcul précédent peut être utilisée afin d’initialiser le calcul pour la solution courante.

– Calcul du flux moyen dans les régions de combustible à partir du module FLXAXC:, de la /map/, de la distribution de flux, du /tracking/ du cœur et de l’/index/. Cette étape met à jour la /map/.

– Calcul de la distribution de puissance dans le cœur à partir du module POWER:, de la /map/ et de la /macrolib/ du combustible. Cette étape met à jour la /map/. La distribution de puissance est normalisée par rapport à la puissance totale de fission (POWER). La puissance totale de fission utilisée est de 2540.0 MW. Cela implique que le rapport entre la puissance de fission et la puissance thermique est de 1.0.