Données de sections efficaces à plusieurs groupes fondées sur le code SERPENT pour NESTLE-C

Résumé d’une présentation technique prévue pour le :
Congrès international de 2019 sur les mathématiques et les méthodes de calcul appliquées aux sciences et génie nucléaires de M&C
Du 25 au 29 août 2019

Auteur(s) :
A. Trottier et S. Pfeiffer, Laboratoires Nucléaires Canadiens
D. Serghiuta, Commission canadienne de sûreté nucléaire

Résumé

Afin de renforcer sa capacité de vérification indépendante des dossiers de sûreté à l’aide de méthodes plus réalistes fondées sur des simulations analytiques complexes, qui sont axées sur des méthodes de calcul couplant la thermohydraulique et la neutronique dans les trois dimensions, le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a entrepris un projet de recherche en plusieurs phases visant à évaluer et à mettre en œuvre un cadre intégré pour la caractérisation du degré d’incertitude (CDI) dont l’utilisation principale serait les calculs neutroniques du réacteur CANDU. Dans le contexte de la mise en œuvre du CDI, nous avons décidé en premier lieu de mettre l’accent sur les incertitudes des sections efficaces et de réduire certaines des incertitudes de la modélisation en utilisant une méthode Monte-Carlo pour produire des sections efficaces de diffusion et en installant une capacité de traitement de plusieurs groupes dans le simulateur de cœur NESTLE-C. Le cadre réduit proposé repose sur l’hypothèse que l’on peut utiliser la bibliothèque multigroupe générique, et la matrice de covariance élaborée par le laboratoire national Oak Ridge pour des réacteurs avec un spectre thermique pour la simulation de la physique de réseau CANDU. Pour préserver la cohérence avec la structure de la bibliothèque, nous avons choisi les codes de transport neutronique SCALE pour propager les incertitudes des sections efficaces lors des simulations du réseau CANDU.

L’utilisation de ce cadre réduit repose également sur l’hypothèse que toutes les incertitudes liées aux données d’entrée NESTLE-C suivent une distribution gaussienne, pour laquelle nous avons besoin à la fois des valeurs de la moyenne et la matrice de covariance des sections efficaces d’entrée de NESTLE-C. D’une part, la matrice de covariance est produite à l’aide du programme de physique de réseau SCALE (TRITON/NEWT et KENO-3D); d’autre part, les valeurs moyennes sont générées par le logiciel Monte Carlo SERPENT. Dans le présent document, nous n’abordons que la production des valeurs des moyennes pour les sections efficaces à plusieurs groupes NESTLE-C à l’aide du logiciel Monte Carlo SERPENT. Plus particulièrement, nous présentons les codes sources et les méthodes pour actualiser et à étendre les fichiers d’entrée de sections efficaces de plusieurs groupes qui seront utilisées par le simulateur de cœur NESTLE-C au moyen du programme SERPENT. Ces fichiers d’entrée ou la bibliothèque NESTLE-C de sections efficaces à plusieurs groupes et de données de cinétique contiennent les données de sections efficaces nécessaires pour simuler l’ensemble du cœur d’un réacteur CANDU rempli de grappes de 37 crayons d’uranium naturel. Chaque fichier comprend deux principaux ensembles de tableaux de constantes de groupe : l’un pour les parties alimentées en combustible du cœur de réacteur et l’autre pour le réflecteur à eau lourde. Nous avons également préparé des données de sections efficaces incrémentielles servant à modéliser les dispositifs de contrôle de la réactivité. Nous avons établi les constantes de groupe en nous fondant sur différents scénarios de dérivation, visant un éventail de conditions locales qui dévient des conditions d’exploitation normale de référence. Dans cette présentation, nous examinons d’abord les données d’entrée NESTLE-C et les sections efficaces à plusieurs groupes, puis nous discutons des modèles SERPENT utilisés pour préparer les données, ainsi que l’exécution et le post-traitement. Nous y présentons les résultats relatifs à la bibliothèque à plusieurs groupes des données d’entrée de sections efficaces associées aux ensembles de données à deux, quatre et huit groupes. Nous comparons les données à deux groupes à la bibliothèque de données à deux groupes fondée sur HELIOS qui a alimenté auparavant le simulateur de cœur NESTLE-C dans le cadre de travaux indépendants de vérification réglementaire. Nous présentons également les résultats relatifs à un cœur de réacteur CANDU-6 générique à l’état stable. Ces travaux ont été réalisés par les Laboratoires Nucléaires Canadiens pour le compte de la CCSN.

Pour obtenir une copie du document associé au résumé, communiquez avec nous par courriel à cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou par téléphone au 613-995-5894 ou au 1-800-668-5284 (au Canada). Veuillez nous fournir le titre et la date du résumé.