Published June 9, 2021 | Version v1
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Modelling of power generator nuclear systems for the study of possible futures for nuclear energy

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Description

This report for an accreditation to supervise research addresses modellings of nuclear reactors which are integrated into cycle codes, and more particularly into the CLASS code. The author first proposes an overview of the modelling of fuel irradiation: neutron transport equation, resolution methods and errors, fuel evolution, uncertainties related to nuclear data. Then, he addresses how irradiation in a reactor is processed in the CLASS code: presentation of the physical modelling of reactors, taking of the core scale into account for thermal reactors, modelling of ASTRID type heterogeneous fast breeders. In the next part, the author discusses questions and answers related to future nuclear problematic: plutonium status, strategies of expectation, issues of flexibility, robustness and resilience in scenarios. The last part discusses perspectives for interdisciplinary research

Abstract (French)

L'evolution de la place du nucleaire au sein des systemes de production electrique francais, europeen et mondial justifie un exercice de prospective base sur de solides simulations de scenarios possibles pour le futur de l'energie nucleaire. La difficulte de ces simulations provient de la modelisation du recyclage des matieres. En effet la composition initiale pour chaque chargement de reacteur depend des compositions des stocks de matieres disponibles a recycler, qui sont inconnues a priori puisque ce sont des resultats de calculs. Le comportement sous irradiation de ces combustibles depend egalement de la composition initiale. Un code de cycle performant, capable de simuler des scenarios mettant en oeuvre le recyclage des combustibles uses, doit alors integrer ces specificites pour esperer produire des resultats quantitatifs, et c'est ce qui a ete fait dans le code CLASS developpe au CNRS/IN2P3 depuis 2012. Ce memoire propose alors une reflexion autour des modelisations de reacteurs, integrees dans les codes de cycle et plus particulierement dans CLASS. Une comprehension poussee des methodes numeriques utilisees pour la resolution de l'equation de Boltzmann nous permet alors de quantifier les biais engendres a cette etape. Celle-ci reste le denominateur commun de toutes les etudes de physique des reacteurs. La propagation de ces biais en evolution est ainsi quantifiee et les erreurs resultantes sont comparees aux incertitudes induites par les donnees nucleaires. Il apparait que l'echelle du coeur doit etre prise en compte dans les calculs d'evolution, autant pour les reacteurs thermiques que pour les rapides. Pour ces derniers, les methodes Monte-Carlo sont suffisamment robustes pour realiser un calcul avec la resolution du transport sur le coeur complet. Un modele permettant de prendre en compte l'heterogeneite forte des derniers concepts a faible coefficient de vidange a ete implemente dans CLASS en prenant comme critere de fabrication du combustible la repartition spatiale de la puissance en plus de la reactivite. Pour les reacteurs thermiques comme les REP par exemple, l'exercice est plus complexe puisqu'il est necessaire d'utiliser une modelisation en deux etapes: le calcul transport sur une cellule de petite taille pour calculer des grandeurs macroscopiques qui permettent la resolution de l'equation de la diffusion sur un coeur complet. Un couplage entre le code de coeur DONJON5 et CLASS a ete realise et a permis de quantifier les biais de modelisation des reacteurs a l'echelle d'un calcul de scenario. Finalement, l'ensemble de ces developpements nous a permis de realiser des etudes de physique du cycle, axees sur la question du statut du plutonium lie a l'incertitude forte sur l'evolution du nucleaire au niveau mondial. Les scenarios proposes par la filiere nucleaire francaise sont analyses. Un regard nouveau est porte sur le statut des parametres de calculs qui pouvaient etre traites historiquement comme des hypotheses mais qui sont maintenant vus comme des resultats. Les travaux interdisciplinaires sur les scenarios nous ont permis de developper les concepts de robustesse et de resilience ainsi que les methodes d'analyse adequates. La continuite de ces travaux nous amene a developper un programme de recherche multi-echelle et interdisciplinaire. A l'echelle du reacteur, la question de la modelisation des interfaces, axiale et radiale, merite des efforts specifiques pour, non seulement comprendre la neutronique en oeuvre dans ces cas, mais aussi pour proposer des methodes numeriques reproduisant ces effets. La modelisation de la fabrication des combustibles innovants demande d'investir la problematique des plans de chargement et nous imaginons qu'un recours aux methodes issues du machine learning pourrait etre utile pour envisager des optimisations multi-criteres et multi-physiques sous contraintes. A l'echelle des scenarios, la problematique du plutonium, dans un contexte d'incertitudes profondes ou le systeme a modeliser n'est meme pas connu, justifie de nouvelles analyses pour explorer les questions de resilience des parcs et de robustesses des strategies mises en oeuvre. (auteur)

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Original title (French)
Modelisation des systemes nucleaires electrogenes pour l'etude des futurs possibles de l'energie nucleaire

Publishing Information

Imprint Pagination
143 p.
Report number
FRNC-TH--12486

INIS

Country of Publication
France
Country of Input or Organization
France
INIS RN
53024557
Subject category
S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS; S29: ENERGY PLANNING, POLICY AND ECONOMY; S97: MATHEMATICAL METHODS AND COMPUTING;
Resource subtype / Literary indicator
Thesis
Descriptors DEI
C CODES; CALCULATION METHODS; ENERGY POLICY; FORECASTING; FRANCE; FRENCH ORGANIZATIONS; FUEL CYCLE; IRRADIATION; MATHEMATICAL MODELS; NEUTRON TRANSPORT; NUCLEAR DATA COLLECTIONS; NUCLEAR ENERGY; NUCLEAR ENGINEERING; NUCLEAR FUELS; NUCLEAR POWER PLANTS; POWER REACTORS; REACTOR CORES; RESEARCH PROGRAMS
Descriptors DEC
COMPUTER CODES; DEVELOPED COUNTRIES; ENERGY; ENERGY SOURCES; ENGINEERING; EUROPE; FUELS; GOVERNMENT POLICIES; MATERIALS; NATIONAL ORGANIZATIONS; NEUTRAL-PARTICLE TRANSPORT; NUCLEAR FACILITIES; POWER PLANTS; RADIATION TRANSPORT; REACTOR COMPONENTS; REACTOR MATERIALS; REACTORS; THERMAL POWER PLANTS; WESTERN EUROPE

Optional Information

Notes
102 refs.; Available from the INIS Liaison Officer for France, see the INIS website for current contact and E-mail addresses