4.3.1 Présentation du code de calcul
Le code TRIPOLI 4 développé par le CEA/SERMA/LEPP résout l’équation de Boltzmann par la méthode de Monte Carlo [Tripoli 01]. Il peut également être vu comme un code simulant l’histoire des particules en prenant en compte l’ensemble des probabilités d’interactions de celles-ci avec le milieu dans lequel elles se déplacent.
Les sections efficaces utilisées par ce code sont à énergie ponctuelle. Il n’y a donc aucune approximation liée à l’hypothèse multi-groupe et à l’autoprotection qui en découle.
Les seules approximations utilisées par ce code sont celles effectuées au préalable lors de l’évaluation des données nucléaires.
Par conséquent, le code TRIPOLI 4 est généralement considéré comme un outil de référence. Par ailleurs, lors de l’évaluation du code, les comparaisons entre la mesure et les calculs donnent des résultats très satisfaisants.
Ce code de calcul peut être utilisé pour obtenir différentes grandeurs, comme la réactivité ou le flux. Les différentes utilisations de ce code sont brièvement présentées dans l’annexe C.
Remarque : L’utilisation du code TRIPOLI 4 nécessite la connaissance détaillée des
dimen-sions géométriques et des compositions des différents éléments présents dans la géométrie simu-lée. Dans notre cas, les données collectées ne sont pas très précises (par exemple, il n’existe aucune donnée sur les impuretés contenues dans les différents matériaux). Les résultats obtenus doivent par conséquent être considérés en relatif et non en absolu.
4.3.2 Géométrie simulée
Le cœur simulé a été inscrit dans un bloc de béton aux dimensions telles que l’ensemble des éléments soit inclus dans ce bloc (sauf éventuellement l’extrémité des barres lorsqu’elles sont en position haute).
Le réflecteur extérieur a ensuite été modélisé, ainsi que le caisson de graphite boré. À l’inté-rieur, les éléments suivants ont été modélisés :
– la cuve – le modérateur
– les éléments combustibles ainsi que les faux éléments et les coins en graphite – le réflecteur intérieur
– les barres de commande (plusieurs dispositions suivant l’état sous-critique) – le détecteur (un calcul par position du détecteur)
Les figures 4.4 et 4.5 donnent des représentations générales de la géométrie simulée, lorsque le détecteur est dans le canal HS1 et que toutes les barres sont en position basse.
La figure 4.6 présente un faux élément ainsi qu’un assemblage combustible avec 11 plaques combustibles.
La figure 4.7, montre un exemple de barre de contrôle en position haute. Ces figures ont été générées lors de la simulation par le code de calcul.
4.3. Simulation avec le code de transport Monte Carlo TRIPOLI 4
FIG. 4.4 –Coupe verticale de la géométrie simulée.
FIG. 4.6 –Représentation d’un assemblage combustible et d’un faux élément.
4.3. Simulation avec le code de transport Monte Carlo TRIPOLI 4
Remarque : Il est bien évident que la géométrie prise en compte est une géométrie simplifiée
du cœur Ulysse. Par conséquent, certains éléments n’ont pas été modélisés. Par exemple, toutes les structures de soutien, telles que les grilles de support des plaques combustibles, les deux cou-ronnes sur lesquelles reposent les assemblages, etc., n’ont pas été modélisées. Le réacteur Ulysse comporte également un grand nombre de canaux permettant l’insertion d’instruments de mesure. Lorsqu’ils ne sont pas utilisés, ces canaux sont remplis de différents matériaux (graphite, plomb). Ces canaux étant en grand nombre, ils n’ont pas été modélisés.
4.3.3 Les compositions
Les différents éléments ont les compositions suivantes :
– Le bloc extérieur est en béton, le caisson est en graphite boré.
– Le réflecteur intérieur, le réflecteur extérieur, les faux éléments et les coins sont en graphite avec une enveloppe en aluminium.
– Le modérateur est de l’eau légère.
– Le combustible est un alliage aluminium uranium enrichi à 90 % en U235. – Les barres de contrôle sont en Argent-Indium-Cadmium
– Le détecteur est constitué d’une enveloppe en aluminium recouverte d’un dépôt de bore. L’intérieur du détecteur est constitué d’air.
La méconnaissance du taux d’absorption des impuretés contenues dans les différentes compo-sitions et notamment dans le graphite a nécessité un recalage.
Dans un premier temps, la composition du graphite a été modifiée en ajoutant du bore en faible quantité. Pour cela, nous nous sommes basés sur les caractéristiques du graphite présentées dans la référence [Bonal 02].
La concentration en bore a ensuite été ajustée afin d’obtenir une valeur de la réactivité pour
le canal HN1 et la configuration n◦1, proche de la valeur obtenue par les méthodes de résolution
des équations de la cinétique. La concentration a été prise telle que le code de calcul a évalué la réactivité de cet état à -647 pcm (la valeur obtenue par la méthode de résolution des équations de la cinétique donne -350 pcm).
4.3.4 Calculs effectués
Pour chaque état sous-critique et pour chaque position du détecteur, un calcul de kef f a été
effectué, soit 15 calculs en tout. Dans la plupart des cas, 6.106 neutrons ont été simulés (ce qui
représente environ 27 heures de calculs sur une machine bi-processeur avec 2, 66 GHz par pro-cesseur).
L’incertitude donnée sur le kef f est l’écart type fourni par le code de calcul lors des
simu-lations. Cette valeur est ensuite propagée sur la réactivité (selon la méthode présentée dans la référence [ISO 95]) :
u(ρ) = u(kef f) kef f2
4.3.5 Présentation des résultats
Canal HN1 n◦de la configuration 1 2 3 4 5 Neutrons simulés 6.106 7, 2.106 6.106 6.106 6.106 kef f 0, 99357 0, 97346 0, 96258 0, 94814 0, 93090 Incertitude associée 4, 01.10−4 3, 71.10−4 3, 99.10−4 4, 05.10−4 3, 97.10−4 ρ (pcm) −647 −2 726 −3 887 −5 469 −7 423 ρi− ρi−1(pcm) - −2 079 −1 161 −1 582 −1 954 Incertitude associée (pcm) 41 39 43 45 46 Incertitude relative (%) 6, 28 1, 44 1, 11 0, 82 0, 62 Canal HS1 n◦de la configuration 1 2 3 4 5 Neutrons simulés 6.106 10.106 6.106 6.106 6.106 kef f 0, 99278 0, 97245 0, 96082 0, 94806 0, 93158 Incertitude associée 4, 01.10−4 3, 21.10−4 4, 04.10−4 4, 18.10−4 4, 06.10−4 ρ (pcm) −727 −2 833 −4 078 −5 479 −7 344 ρi− ρi−1(pcm) - −2 107 −1 245 −1 401 −1 865 Incertitude associée (pcm) 41 34 44 46 47 Incertitude relative (%) 5, 60 1, 20 1, 07 0, 85 0, 64 Canal VRCC n◦de la configuration 1 2 3 4 5 Neutrons simulés 6.106 6.106 6.106 6.106 6.106 kef f 0, 99057 0, 97094 0, 96028 0, 94530 0, 92926 Incertitude associée 4, 15.10−4 4, 03.10−4 3, 99.10−4 3, 98.10−4 3, 95.10−4 ρ (pcm) −952 −2 993 −4 136 −5 787 −7 316 ρi− ρi−1(pcm) - −2 041 −1 143 −1 651 −1 827 Incertitude associée (pcm) 42 43 43 45 46 Incertitude relative (%) 4, 44 1, 43 1, 05 0, 77 0, 60
TAB. 4.2 –Valeurs dukef f obtenues par la simulation avec le code de calcul TRIPOLI 4. Les incertitudes