Ce qu’on pourrait apprendre du développement et de la qualification de codes de physique du réacteur canadiens

Résumé de la communication technique présentée à :
The 16th Conference on Core Reactor Physics (CORPHY-2016), Pékin, Chine
Du 23 au 26 août 2016

Présentée par :
Wei Shen
Commission canadienne de sûreté nucléaire

Résumé

Le Canada est l’un des rares pays à avoir exporté de la technologie de réacteur, et il a une longue et fière histoire concernant le développement de la technologie CANDU (CANada Deuterium Uranium), qui est bien établie. En tant que pays vendeur qui a exporté la technologie CANDU dans d’autres pays (Argentine, Corée, Inde, Pakistan, Roumanie et Chine), beaucoup de temps et d’efforts ont été investis au Canada pour développer, faire évoluer, qualifier et conserver les codes de physique du réacteur qui sont utilisés pour analyser les réacteurs CANDU.

En particulier, le développement et la qualification du code de réseau en 2 dimensions WIMS-AECL, du code de cellule caractéristique en 3 dimensions DRAGON et du code d’analyse du cœur en 3 dimensions RFSP ont été difficiles. Ces trois codes, aussi adaptés en tant qu’outils normalisés de l’industrie (IST), constituent des outils fiables pour concevoir et exploiter des réacteurs CANDU. Dans le domaine du calcul de réseau en 2 dimensions et du calcul de cellule caractéristique en 3 dimensions, WIMS-AECL et DRAGON sont représentatifs de ce qui se fait de mieux en matière de codes de production. Dans le domaine des calculs d’analyse du cœur en 3 dimensions, RFSP offre des capacités uniques en matière de conception et d’analyse des cœurs CANDU et ACR-1000.

Le présent article survole les codes de physique du réacteur et les méthodes connexes qui ont été élaborés et améliorés au Canada pour obtenir des simulations numériques précises de cœurs de réacteur. Le processus général de vérification et validation (V&V) et la qualification d’incertitude qui ont été adoptés et améliorés au Canada pour évaluer la précision des codes de physique du réacteur sont aussi présentés; ils sont accompagnés d’un exposé sur l’utilisation de la méthodologie TSUNAMI pour déterminer les incertitudes et les biais des codes de physique du réacteur. L’article se termine par l’identification des défis et de l’orientation future pour les codes de physique du réacteur.

Pour obtenir une copie du résumé, nous vous invitons à communiquer avec nous par courriel à l’adresse cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou par téléphone au 613-995-5894 ou au 1 800-668-5284 (au Canada). Veuillez nous indiquer le titre et la date du résumé.

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