1.3. Le calcul de la puissance résiduelle
1.3.2. Les OCS du cycle
1.3.2.1. Le formulaire SCALE 5
Le formulaire SCALE 5 est un système de codes et de bibliothèques de données nucléaires développé au ORNL (Oak Ridge National Lab) et dédié aux études de criticité nucléaire, protection, physique des réacteurs et caractérisation du combustible nucléaire usé. Ce formulaire est utilisé au niveau international pour la conception des installations nucléaires, du transport et du stockage des combustibles usés, et pour mener des études de sûreté.
ORIGEN-S est le module d’évolution de SCALE 5 utilisé pour le calcul de la composition isotopique du combustible usé, l’intensité et le spectre énergétique des sources de gammas et neutrons, et la puissance résiduelle dégagée par la décroissance des actinides, des produits de fission et des produits d’activation.
Le dossier de validation d’ORIGEN-S pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REL est composé des expériences suivantes :
• Aux temps de refroidissement très courts : entre 1 s et 10 h, les CFE sont exploitées [Gauld, 2006]. Les expériences de mesure [Dickens et al., 1980 ; Baumung, 1981 ; Akiyama & An, 1983 ; Johansson, 1988 ; Schier & Couchell, 1997] ont permis la validation d’ORIGEN-S pour le calcul de la puissance résiduelle dégagée par la décroissance des produits de fission dérivant de la fission thermique de 235U, 239Pu, 241Pu et de la fission rapide de 233U et 238U
pour la plage de temps de refroidissement intéressant les études de sûreté sur les APRP (Accident de Perte du Réfrigérant Primaire) [Jacquemain et al., 2013]. Les données nucléaires utilisées (rendements de fission, modes de décroissance, rapports de branchement, temps de demi-vie, énergie de décroissance etc.) proviennent principalement de la bibliothèque ENDF/B-VI et concernent 1119 produits de fission. • Entre 2 et 8 ans de temps de refroidissement, les expériences de mesure américaines
réalisées chez GE-Morris et HEDL (Annexe D) [Gauld et al., 2010] sont exploitées. Il s’agit de mesures calorimétriques réalisées sur des assemblages de combustible usé provenant de REP et de REB aux temps de refroidissement intéressants pour le stockage et le transport.
• Entre 12 et 25 ans de temps de refroidissement, les expériences de CLAB (paragraphe 0) sont exploitées [Sturek & Agrenius, 2006 ; Gauld et al., 2010]. Il s’agit, comme pour les expériences de mesure HEDL et GE, de mesures calorimétriques réalisées sur des assemblages de combustible usé REP et REB aux plages de temps de refroidissement intéressant le stockage et le transport. D’autres données ont récemment été publiées par le CLAB entre 4,5 et 21,4 ans de temps de refroidissement [Jansson et al., 2020].
En Figure 1.7, nous avons représenté en un dessin le dossier de validation de ORIGEN-S en fonction du temps de refroidissement pour les combustibles REP et REB UOx. Les lacunes de
validation de l’OCS ORIGEN-S, utilisant la bibliothèque ENDF/B-VI, sont les suivantes :
• Aucune expérience de mesure n’est présente pour les plages de temps de refroidissement intéressant le stockage du combustible usé en piscine d’entreposage, i.e de quelques jours à 2 ans.
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• Aucune expérience de mesure intégrale n’est présente pour la plage de temps de refroidissement intéressant l’évacuation de la puissance résiduelle en réacteur, i.e les premiers jours. L’OCS ORIGEN-S exploite les CFE. Néanmoins, celles-ci ne prennent en compte que la puissance résiduelle dégagée par la décroissance des produits de fission.
1.3.2.2. Le formulaire DARWIN2.3
Le formulaire DARWIN (Développement Appliqué aux Recyclages Vérifié et Validé pour les Installations Nucléaires) [Tsilanizara et al., 2000] est depuis 1993 l’OCS français de référence pour le cycle du combustible de tous les types de réacteur. Il est développé par le CEA avec ses partenaires français EDF et AREVA pour l’estimation des grandeurs physique caractérisant le combustible nucléaire irradié : le bilan matière ; la puissance résiduelle ; l’activité ; les sources et les spectres de neutrons, alphas, betas et gammas ; et la radio-toxicité. Le formulaire DARWIN est destiné à tous les études du cycle, utilisant des combustibles classiques (UOX et MOX) ou innovants et pour tous les concepts de réacteur (REP, REB, RNR, réacteurs de recherche).
La Figure 1.8 montre le schéma de fonctionnement global du formulaire DARWIN, dont PEPIN2 est le module d’évolution. Ce module reçoit en entrée une Bibliothèque de Données Neutroniques (BDN) d’irradiation et une Bibliothèque de Données Physiques (BDP) et réalise le calcul des grandeurs caractéristiques du cycle (concentrations, activité, puissance résiduelle, radiotoxicité, etc.). La BDN provient des calculs de transport de neutrons, réalisés avec les OCS APOLLO2 [Sanchez et al., 2010] et ECCO [Rimpault et al., 2002] respectivement pour les REL et RNR, et contient le spectre neutronique et les sections efficaces auto-protégées en fonction du taux de combustion. La BDP contient les constantes nucléaires issues de l’évaluation JEFF-3.1.1 [Santamarina, 2009] (données de décroissance, rendements de fission, énergie dégagée par fission…), des bibliothèques de sections efficaces multigroupes complémentaires et des chaînes de filiation décrivant la décroissance radioactive et la filiation par réaction neutronique des isotopes d’intérêt.
Figure 1.7. Schéma de représentation du dossier de validation de ORIGEN-S pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles UOX en fonction du temps de refroidissement.
43 Le dossier de validation expérimentale du formulaire DARWIN [San-Felice et al., 2013] pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REP UOx est composé des expériences de mesure suivantes : • Aux temps de refroidissement très courts : 3 s – 8 h, les CFE sont exploitées [Huynh, 2009]. L’interprétation a été réalisée avec la bibliothèque de données nucléaires JEFF-3. Les expériences de mesure sont [Dickens, 1980 ; Dickens et al., 1981 ; Akyiama & An, 1983]. Les incertitudes expérimentales vont de 4 % à 20 % à deux écarts type. Ces expériences de mesure ont permis la validation de DARWIN2.3 (JEFF-3) pour le calcul de la composante de la puissance résiduelle due à la décroissance des produits de fission. Les mesures ont été réalisées dans la plage de temps de refroidissement intéressant les études de sûreté sur les APRP. • L’expérience MERCI est exploitée (Annexe D) [Jaboulay & Bourganel, 2012]. L’expérience MERCI est une expérience de mesure calorimétrique de la puissance résiduelle d’un combustible REP UOX, enrichi à 3,7 % en 235U et irradié dans le réflecteur du réacteur
OSIRIS [Loubière et al., 2009] jusqu’à 3,6 GWj/t, entre 40 minutes et 42 jours de temps de refroidissement. L’incertitude expérimentale est de 1 % à deux écarts type. La bibliothèque de données nucléaires utilisée est JEFF-3.1.1. Bien que combustible soit faiblement irradié,
44 la mesure a été réalisée dans la plage de temps de refroidissement intéressant les études de sûreté pour le déchargement du cœur et l’entreposage des combustibles usés en piscine. • Les expériences de CLAB sont exploitées [San-Felice et al., 2013]. Il s’agit d’expériences de
mesure calorimétrique de la puissance résiduelle d’assemblages de combustible usé de REP et REB. Les mesures couvrent le domaine suivant : enrichissement de 2,1 % à 3,4 %, taux de combustion de 20 GWj/t à 47 GWj/t et temps de refroidissement 13 ans à 23 ans. L’incertitude expérimentale est de 4 % à deux écarts type [Sturek & Agrenius, 2006]. Les expériences de mesure ont été réalisées dans la plage de temps de refroidissement intéressant les études de sûreté pour le transport et le stockage des combustibles usés. La Figure 1.9 montre en un schéma simplifié le domaine de validation du formulaire DARWIN pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REP UOx en fonction du temps de
refroidissement. Les lacunes de validation sont les suivantes :
• Aux temps très courts, i.e. dans les premiers 40 minutes de temps de refroidissement, aucune expérience intégrale de mesure n’est présente. Alors même que la connaissance de la puissance résiduelle dans cette plage temporelle est importante pour les études de sûreté sur les APRP court terme.
• Aux temps intermédiaires, i.e. entre 42 jours et 12 ans de temps de refroidissement, aucune expérience intégrale de mesure n’est présente. Pourtant, à ces temps de refroidissement, la connaissance de la puissance résiduelle est importante pour le transport des combustibles usés.
Figure 1.9. Schématisation simplifiée du domaine de validation de DARWIN pour les combustible REP UOx en fonction du temps de refroidissement.
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