Calculs Hétérogènes 3-D des effets de transport dans les réacteurs, au moyen d'ATTILA

Résumé du document technique présenté au :
Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications and
Monte Carlo 2010 (SNA + MC2010)
Tokyo, Japan
Du 17 au 20 octobre 2010

Rédigé par :
Robert Pawel Rulko^a, Mohamed Belal^b et Djordje Ilija Tomasevic^b
a Commission canadienne de sûreté nucléaire, Ottawa (Ontario), Canada K1P 5S9
^b Nuclear Energy Corporation of South Africa, Pretoria 0001, Afrique du sud

Résumé

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) se prépare à octroyer des permis, au besoin, pour diverses technologies concernant les réacteurs (CANDU, REO, petits réacteurs ou réacteurs de recherche). Elle devra donc renforcer ses moyens de vérification indépendante des types de réacteur. À cette fin, la CCSN a fait l’acquisition du code de simulation Attila SN comme outil d’examen de la conception des nouveaux réacteurs et d’analyse des demandes de permis pour les réacteurs CANDU ainsi que pour les petits réacteurs et réacteurs de recherche (NRU, MNR et SLOWPOKE).

Dans la présente communication, nous présentons des calculs de référence parallèles 3-D à grande échelle pour un petit réacteur à eau sous pression (REP) utilisant un combustible MOX; les calculs ont été effectués avec le code de comparaison Attila SN et sont comparés à des calculs effectués avec le code MCNP. Nos calculs de référence sont ceux de Nam Zin Cho et al. [Nam Zin Cho et al., « Whole-Core Heterogeneous Transport Calculations and Their Comparison with Diffusion Results », Trans American Nucl Soc, Vol.83, Washington D.C, 12-16 November 2000]. Nos calculs, qui ont été effectués sur un ordinateur de bureau HP à quatre processeurs dual core (xw9400 WS, 64Opteron AMD), transforment les calculs de référence de Cho et al. en de nouveaux calculs de référence hétérogènes à géométrie hexagonale 3-D. Ils permettent en outre d’évaluer le code Attila dans des calculs complexes sur le cœur d’un réacteur à combustible MOX et confirment que ce code peut être utilisé comme outil de référence pour la conception des réacteurs ainsi que pour l’analyse des demandes de permis.
Dans les présents calculs de référence, nous avons calculé le facteur de multiplication effectif (keff) à l’aide d’Attila avec les barres de commande ENFONCÉES, et avons obtenu les puissances dans l’assemblage et les barres. Les barres choisies étaient des barres de
combustible et des barres d’absorption consommables montées en diagonale à partir du centre du cœur et traversant différentes zones d’enrichissement du combustible MOX et l’assemblage d’oxyde d’uranium voisin, et elles étaient donc placées dans des couches limites à effets de transport importants. Comme solution de référence, on a effectué un calcul MCNP. Les résultats des modèles MCNP et Attila étaient identiques, de sorte qu’il y a cohérence.

Les résultats montrent que les calculs hétérogènes parallèles 3-D des effets de transport à la grandeur du cœur d’un réacteur de puissance peuvent être exécutés sur un petit ordinateur de bureau à quatre processeurs. Nos résultats pour keff peuvent servir de référence et ne diffèrent que de 0,06 % (60 ppm) des résultats MCNP de référence (0,9990). Les résultats obtenus pour les puissances dans l’assemblage et les barres sont tout aussi impressionnants. Ils valident le code Attila pour la conception d’installations nucléaires et l’analyse des demandes de permis. De plus, on présente de façon détaillée la solution de référence Attila 3-D, la performance des options numériques du résolveur, et la convergence de la méthode d’éléments finis à discontinuités linéaires d’Attila dans différentes techniques d’accélération.

Pour obtenir une copie du document relatif au résumé, communiquez avec la CCSN. Veuillez fournir le titre et la date du résumé.