IN2P3 (CNRS), Université Grenoble Alpes

Outils de simulations avec MURE

SMURE : Serpent - MCNP Utility for Reactor Evolution (see home page) : principe et application

Le but principal de (S)MURE est de permettre de faire évoluer le cœur de réacteur nucléaire en utilisant des codes de transport Monte-Carlo largement utilisés comme MCNP ou Serpent (V2).  Cet outil est principalement développé au LPSC, en étroite collaboration avec le groupe PACS de l’IPN d’Orsay et Subatech Nantes.

Bien que de nombreux code d'évolution existent (MCNPX/CINDER, MONTEBURN, VESTA/MORET, TRIPOLI-4D, ...), le contrôle de l'évolution est en général limité ou difficile à implémenter.

SMURE, étant écrit en C++ de façon objet, il est facile d'interagir, au moyen de modules spécifiques, au cours de l'évolution, en choisissant à chaque étape, comment l'évolution est gérée. De plus SMURE fournit une interface graphique, MureGui, permettant d'analyser et visualiser simplement les résultats d'une évolution. SMURE permet également le couplage de la neutronique (avec ou sans burn-up) et de la thermohydraulique soit via un code simplifié (BATH, Basic Approach of Thermal Hydraulics) inclus dans l'un des modules de MURE, soit par un couplage avec le code sous-canal COBRA. SMURE peut également être utilisé simplement comme une interface à la construction de géométries pour MCNP ou Serpent (simulation d'expérience, simulation/calibration de détecteur neutron ou gamma, ...)

SMURE est basé sur des objets C++ permettant une grande flexibilité d'utilisation ; ils peuvent être divisés en 5 grandes parties :

  • Définition de la géométrie d'un système, des matériaux, des sources et "détecteurs" (tallies), ...
  • Construction de l'arbre de noyaux qui établit les liens entre chaque noyau soit dus aux réaction nucléaires, soit dus aux décroissances radioactives
  • Evolution des matériaux en résolvant les équations de Bateman avec des conditions d'évolution (contrôle de la puissance ou du flux, barres de contrôle, poison, réfroidissement, ...)
  • Couplage neutronique/Thermal-hydraulique et si nécessaire évolution du combustible.
  • Une méthode de diffusion robuste (Nodal Drift Method, NDM) pour les calculs de cinétique spatiale mais aussi pour les calculs de burnup (évolution d'un coeur complet avec plan de chargement)
$textcolor{red}{bullet}$ La partie 1 peut être utilisée de façon indépendante des 3 autres ; il est alors aisé de construire simplement des géométries complexes pour MCNP ou Serpent (paramétrisation de géométries, réseaux, copie d'objet complexe, ...) ; de plus le passage d'une géométrie Serpent à une géométrie MCNP (ou vice-versa) s'effectue très simplement (3 à 5 lignes de code à modifier).
$textcolor{red}{bullet}$ La partie 2 permet de construire les liens de parenté entre les différents noyaux pouvant apparaître au cours de l'évolution (réactions, décroissances) ; des seuils peuvent être mis pour limiter la taille de l'arbre (temps de demi-vie, valeur minimum des sections efficace, ...).
$textcolor{red}{bullet}$ La partie 3 gère l'évolution par des pas successifs de calculs Monte-Carlo (MCNP ou Serpent) et de résolution des équations de Bateman. A chaque pas des conditions d'évolution peuvent être imposées (flux, puissance, mouvement de barre, poisons, ...). La composition des combustibles pour le calcul Monte-Carlo suivant le pas d'évolution et éventuellement la géométrie de certains éléments (barres) sont modifiées pour calculer les nouveaux flux et taux de réaction (voir figure).
 Mure1
$textcolor{red}{bullet}$ La partie 4 consiste à coupler le code développé par l'ONRL (Oak Ridge National Laboratory)  COBRA-EN (COolant Boiling in Rod Arrays) avec SMURE. COBRA est un code sous canal qui permet de calculer des états stationnaires et transitoires. 
$textcolor{red}{bullet}$ La partie 5 constitue l'ajout le plus récent, essentiel aux études de conception. La NDM a été conçue à l'origine pour le calcul de transitoires en cinétique spatiale
à partir des données de diffusion adéquates (calculées et tabulées au préalable). Après validation sur un LOCA (Loss of Coolant Accident) de CANDU (cf. Nuttin et al., 2016),
cette méthode a été généralisée pour le calcul d'une éjection de grappe en REP (cf. Prévot et al., 2017 ). Employée sur les temps bien plus longs du cycle du combustible, elle permet également de calculer le burnup final en tenant compte de la façon dont le coeur est rechargé.

Ce code, en développement constant, est disponible à dans la banque de donnée de la NEA ou du RSICC (voir http://lpsc.in2p3.fr/MURE/MURE.html). Notons que MURE est déjà utilisé dans différents laboratoires de l’IN2P3 (IPN Orsay, LPC Caen, CENBG Bordeaux, SUBATECH Nantes), à EDF Clamart ainsi qu'à l'étranger (UK, Allemagne, Brésil, ...).

Applications : simulation de RNR, production d'233U en REP, dispositifs expérimentaux

  • La figure ci-dessous représente la géométrie complexe d’un EFR (European Fast Reactor) qui fait l’objet de benchmarks avec EDF et le CEA. La réactivité est maintenue constante par le jeu des barres de contrôle. Les résultats préliminaires montrent un bon accord entre le code déterministe ERANOS du CEA et MURE.
  • Un Réacteur à Eau sous Pression (REP) a été simulé avec des assemblages de MOX thorié pour évaluer le potentiel de production d’ 233 U afin d’étudier des scénarios de transition d’un parc de REP vers le cycle thorium. Le contrôle de la réactivité est assuré par l’ajustement de la concentration de bore dans l’eau du circuit primaire. Il a été montré que, pour une proportion de Pu de 9,5% (en masse), le réacteur satisfait aux contraintes de sûreté, et que le rendement de conversion 233 U/Pu après 3 ans est d’environ 33 %.
  • MURE a été utilisé pour simuler la Plateforme PEREN du LPSC ainsi que pour la calibration précise de détecteurs HPGe pour les expériences sur LOHENGRIN à l'ILL.