Accroissement local du flux rapide pour des expériences de dommages dans un réacteur de recherche

Localized fast neutron flux enhancement for damage experiments in a research reactor

• Auteur / Autrice : Fadhel Malouch
• Direction : Victor Mastrangelo
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences nucléaires
• Date : Soutenance en 2003
• Etablissement(s) : Paris, CNAM

Mots clés

Mots clés contrôlés

Réacteurs nucléaires -- Coeurs

Fission nucléaire

Réacteurs nucléaires

Résumé

Dans les expériences d'irradiation de matériaux menées dans le cœur du réacteur expérimental OSIRlS (CEA Saclay), on cherche à accélérer le processus de vieillissement des échantillons irradiés afin de réduire leur temps de séjour en pile. Le taux de création de dommages est étroitement lié au niveau de flux rapide (E > 1 MeV). Afin d'en accroître localement le niveau, on se propose de procéder à une modification locale du flux neutronique à l'aide d'un convertisseur de flux, constitué de matière fissile disposée selon une géométrie appropriée permettant de recevoir des expériences d'irradiation. Nous avons étudié plusieurs paramètres influant sur le gain en flux rapide du convertisseur tels que les dimensions, la géométrie et la nature de combustible. Nous avons également considéré le problème du refroidissement du convertisseur dans le cœur et l'incidence sur le fonctionnement du réacteur. Un schéma de calcul neutronique a été développé pour modéliser le convertisseur de flux dans le cadre du réacteur OSIRlS. Il est fondé sur le code de transport modulaire APOLLO2, suivant une méthode de transport à deux niveaux. Une validation expérimentale du schéma de calcul neutronique a été réalisée dans le cœur du réacteur ISIS (maquette neutronique d'OSIRlS) sur un chargement expérimental spécifique. La concordance entre les valeurs de flux mesurées en réacteur et celles obtenues avec le schéma de calcul neutronique est satisfaisante, particulièrement en ce qui concerne le flux rapide recherché. Cette étude permet de maîtriser les principaux paramètres physiques nécessaires à la conception d'un convertisseur de flux dans un réacteur expérimental de type MTR.

In irradiation experiments on materials in the core of the OSIRlS reactor (CEA-Saclay) we seek to increase damage in irradiated samples and to reduce the duration of their stay in the core. Damage is essentially caused by fast neutrons (E > 1 MeV); we have therefore pursued the possibility of a localized increase of their level in an irradiation experiment by using a flux converter device made up of fissile material arranged according to a suitable geometry that allows the converter to receive experiments. We have studied several parameters that are influential in the increase of fast neutron flux within the converter. We have also considered the problem of the converter's cooling in the core and its effect on the operation of the reactor. We have carried out a specific neutron calculation scheme based on the modular 2D-transport code APOLLO2 using a two-level transport method. Experimental validation of the flux calculation scheme was carried out in the ISIS reactor, the mock-up of OSIRIS, by optimizing the loading of fuel elements in the core. The experimental results show that the neutron calculation scheme computes the fluxes in close agreement with the measurements especially the fast flux. This study allows us to master the essential physical parameters needed for the design of a flux converter in an MTR reactor.