Couplage 3D neutronique thermohydraulique : développement d’outils pour les études de sûreté des réacteurs innovants

3D coupling of Monte Carlo neutronics and thermal-hydraulics calculations as a simulation tool for innovative reactor concepts

• Auteur / Autrice : Nicolas Capellan
• Direction : Jonathan Wilson
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Physique
• Date : Soutenance en 2009
• Etablissement(s) : Paris 11
• Partenaire(s) de recherche : Autre partenaire : Université de Paris-Sud. Faculté des sciences d'Orsay (Essonne)

Mots clés

Mots clés contrôlés

Réacteurs nucléaires

Neutrons

Monte-Carlo, Méthode de

Résumé

Les études relatives aux réacteurs nucléaires font appel à plusieurs disciplines dont les principales sont la neutronique et la thermo-hydraulique. Les phénomènes physiques qui se déroulent dans le cœur d’une centrale nucléaire comme la réaction en chaîne des fissions nucléaires, le mouvement des fluides et les transferts de chaleur se couplent de manière forte et complexe. De part l’avancement des connaissances dans ces disciplines et la croissance massive de la puissance des ordinateurs, cette complexité phénoménologique peut aujourd’hui être simulée en des temps raisonnables. C’est pour cette raison que les codes de neutronique stochastiques, dits Monte Carlo, sont bien plus utilisés de nos jours que par le passé. Un grand intérêt de ce type de code probabiliste réside dans leur aptitude à reproduire « fidèlement » la réalité sans recours à des approximations de modélisation. C’est dans ce contexte que cette thèse a été initiée : coupler un code Monte Carlo de neutronique à un code de thermo-hydraulique cœur afin d’assurer une description la plus précise possible des conditions de fonctionnement d’un cœur de réacteur nucléaire. Ces travaux s’inscrivent dans une démarche évolutionnaire motivée par les exigences accrues de la sûreté, d’optimisation des ressources et de minimisation des déchets pour les systèmes nucléaires du futur. Ce manuscrit présente la méthodologie employée pour le développement d’un couplage externe automatisé entre le code Monte Carlo MCNP et le code de thermo-hydraulique/thermique COBRA-EN. Cette recherche d’une meilleure performance et précision des outils de calcul s’accompagne de nouveaux types de problèmes physico-numériques à résoudre, dont les principaux sont exposés dans ce mémoire. La validation du schéma couplé a été réalisée sur un cas très complexe de cœur de réacteur et a permis de prouver la robustesse des développements entrepris et la faisabilité d’un tel couplage.

Nuclear reactors are complex systems and modelling of their behaviour involves several sub-disciplines of physics. The most important are the neutronics, which governs the neutron transport and chain reaction in the core, and thermal-hydraulics, which treats the fluid flow of the coolant and the heat transfer from the fuel. These two different physical phenomena are coupled in reactor cores in a complex way: the fission chain reaction affects the heat produced and hence fuel and coolant temperatures and densities, and in turn, these affect the cross sections for the nuclear reactions. Thanks to the massive growth in computer power over the last few decades it is only now that it is possible to imagine simulation of this phenomenological complexity in a reasonable time. For this reason stochastic neutronics codes of the Monte Carlo type are used much more widely than in the past. They offer the great advantage of the ability of this type of probabilistic code resides in their ability to reproduce to ''faithfully'' re-produce reality without recourse to modelling approximations. It is in this context that the following thesis work has been performed: a generic coupling of a Monte-Carlo based neutronics code to a thermal-hydraulics code to ensure the most accurate 3-dimensional description possible of operating conditions in a reactor core. This work is driven by the new demands for future reactor generations of increased security, the optimization of natural resources and the minimization of nuclear waste production. This manuscript presents the methodology for the development of an automated external coupling between the Monte Carlo based neutron transport code, MCNP, and the thermal-hydraulics/thermic code, COBRA-EN. The development these new and high precision simulation tools was accompanied with new physical-numeric problems which had to be solved. The problems encountered are highlighted in the manuscript. Finally, the validation of the coupled scheme was carried out on a complex, heterogeneous benchmark in order to prove the robustness of the code developments undertaken and the feasibility of such coupling.