Modélisation globale des réacteurs à caloporteur gaz de génération-IV : application au Very High Temperature Reactor (VHTR)

A global model for gas cooled reactors fo the Generation-IV Application to the Very High Temperature Reactor (VHTR)

• Auteur / Autrice : Imed Limaiem
• Direction : Gilles Mathonnière
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Énergétique
• Date : Soutenance en 2006
• Etablissement(s) : Evry-Val d'Essonne

Mots clés

Mots clés contrôlés

Réactions nucléaires

Énergie hydraulique

Résumé

Le Very High Temperature Reactor (VHTR) est l'un des six concepts retenus par le Forum International Génération-IV, comme étant les plus prometteurs pour être déployés industriellement entre 2030 et 2050. C'est un réacteur à neutrons thermique utilisant l'hélium comme caloporteur et le graphite comme modérateur. Il en existe deux variantes, l'une avec des combustibles prismatiques, l'autre avec des boulets. Seule la variante prismatique a été étudiée dans le cadre de cette thèse dont l'objectif était de rechercher des modélisations permettant de bien prendre en compte les phénomènes physiques intervenant en fonctionnement normal ou accidentel. Les choix technologiques relatifs à la nature du combustible, du modérateur et du caloporteur ainsi que la géométrie annulaire des cœurs confèrent à la filière VHTR des caractéristiques physiques bien particulières, et donne un rôle très important aux contre-réactions thermiques qui sont présentes non seulement dans le cœur, mais également dans les réflecteurs. L'évaluation de ces contre-réactions, indispensable pour obtenir les précisions requises passent par un couplage entre la neutronique et la thermohydraulique. A près avoir bien mis en évidence ce besoin, les travaux de thèse ont porté sur le développement et l’étude du système de couplage neutronique et thermohydraulique pour les VHTR à caloporteur gaz constitués de blocs prismatiques. Le modèle de couplage repose sur une résolution séparée des problèmes neutronique et thermohydraulique. Le schéma de calcul neutronique est un schéma à double-niveau Transport (APOLLO2) et Diffusion (CRONOS2) respectivement à l’échelle de l’assemblage combustible et de l’ensemble du cœur. Le modèle thermohydraulique est basé sur une approximation des équations de Navier-Stokes résolues en milieu homogène poreux dans le code CAST3M. Les paramètres thermohydrauliques du milieu poreux sont définis à l’aide d’un modèle d’homogénéisation générique. Le couplage est rendu possible grâce à un modèle de déshomogénéisation qui assure une cohésion entre les températures du milieu poreux et les températures du combustible dans le calcul neutronique ; il est assuré par des procédures externes permettant la communication entre les codes de calcul de neutronique et thermohydraulique. Ce modèle de couplage disponible, il est nécessaire de disposer d'un cycle à l'équilibre avant d'aborder les problèmes de fonctionnement. En l'absence de données existantes (les études de conception n'étaient pas suffisamment avancées) on a été amené à effectuer des études de cœur en situation de fonctionnement normal avec des recherches de cycle à l’équilibre pour un cœur VHTR, piloté par les barres de contrôle. Ces études, difficiles compte tenu du très grand nombre de paramètres ont permis d’appréhender la physique d'un réacteur VHTR et la compréhension des différents phénomènes mis en jeu. Ont notamment été évalués les équilibres s’établissant dans le cœur entre la puissance, la température et la concentration du xénon.

As cooled high temperature reactor (HTR) belongs to the new generation of nuclear power plants called Generation IV. The Generation IV gathers the entire future nuclear reactors concept with an effective deployment by 2050. The technological choices relating to the nature of the fuel, the moderator and the coolant as well as the annular geometry of the core lead to some physical characteristics. The most important of these characteristics is the very strong thermal feedback in both active zone and the reflectors. Consequently, HTR physics study requires taking into account the strong coupling between neutronic and thermal hydraulics. The work achieved in this PHD consists in modeling, programming and studying of the neutronic and thermal hydraulics coupling system for block type gas cooled HTR. The coupling system uses a separate resolution of the neutronic and thermal hydraulics problems. The neutronic scheme is a double level Transport (APOLLO2) /Diffusion (CRONOS2) scheme respectively on the scale of the fuel assembly and a reactor core scale. The thermal hydraulics model uses simplified Navier Stokes equations solved in homogeneous porous media in code CAST3M CFD code. A generic homogenization model is used to calculate the thermal hydraulics parameters of the porous media. A de-homogenization model ensures the link between the porous media temperatures of the temperature defined in the neutronic model. The coupling system is made by external procedures communicating between the thermal hydraulics and neutronic computer codes. This PHD thesis contributed to the Very High Temperature Reactor (VHTR) physics studies. In this field, we studied the VHTR core in normal operating mode. The studies concern the VHTR core equilibrium cycle with the control rods and using the neutronic and thermal-hydraulics coupling system. These studies allowed the study of the equilibrium between the power, the temperature and Xenon. These studies open new perspective for core optimization and design.