Validation of the SPERT-III E-core benchmark using the Monte Carlo codes TRIPOLI-4/5 and OpenMC H/F
Les simulations multiphysiques à haute fidélité des réacteurs nucléaires sont un outil prometteur pour la description des systèmes stationnaires et non stationnaires, couvrant des conditions d’exploitation nominales ainsi que des scénarios extrêmes et inaccessibles expérimentalement. De telles simulations sont généralement réalisées en couplant des solveurs dédiés aux différents domaines de la physique en jeu, parmi lesquels on peut citer la neutronique et la thermohydraulique. Pour le transport de neutrons, la méthode de référence est représentée par le Monte-Carlo. Contrairement aux méthodes déterministes, la simulation Monte-Carlo ne nécessite aucune discrétisation et n’introduit aucune approximation majeure. En revanche, elle nécessite généralement des temps de calcul plus longs, un inconvénient qui est en partie compensé par le fait que la parallélisation des codes de Monte-Carlo est généralement plus simple que celle de leurs homologues déterministes.
Il est devenu de plus en plus courant au cours des dix dernières années d'utiliser des codes de simulation Monte-Carlo pour des calculs de physique des réacteurs, grâce notamment à la puissance de calcul disponible et au développement de codes plus performants (parallélisme à plusieurs niveaux, meilleure exploitation des architectures de calcul, algorithmes avancés, etc.). Dans ce contexte, le CEA et l’IRSN ont lancé le développement d’un code Monte-Carlo de nouvelle génération, TRIPOLI-5®, dont le chantier a démarré en 2022.
Après une phase de vérification exhaustive de l’implémentation de la physique neutron, TRIPOLI-5® doit maintenant être validé par rapport à des benchmarks réalistes issus de la physique des réacteurs. Dans le cadre de ce stage, nous proposons ainsi un exercice de « validation numérique », dans lequel nous allons comparer les résultats de simulation de trois codes Monte-Carlo différents : TRIPOLI-5®, TRIPOLI-4® (le code de génération actuelle, développé au CEA), et le code open-source OpenMC (promu par le MIT et le laboratoire national d’Argonne aux USA).
Le cas-test sélectionné est celui de SPERT-III (Special Power Excursion Reactor Test III), qui était un réacteur de recherche utilisé pour effectuer un certain nombre de expériences d'insertion de réactivité dans les années 1960. L'objectif principal de SPERT-III était d'analyser le comportement dynamique des réacteurs nucléaires dans le but d’évaluer la sécurité de l’installation et les contraintes thermomécaniques des matériaux des structures et du combustible. Plusieurs configurations du cœur ont été successivement testées au sein du réacteur SPERT-III : le type E-core était constitué d'un combustible d'oxyde d'uranium (faiblement enrichi) modéré à l'eau légère. Des efforts sont en cours pour transformer les spécifications disponibles des cœurs SPERT-III et les données expérimentales associée en benchmark international, sous les auspices de l'Agence internationale de l'énergie atomique.
Un modèle du réacteur SPERT-III E-core a été développé et testé dans TRIPOLI-4®, et un deuxième modèle est en état avancé de développement dans OpenMC. Le code TRIPOLI-5®, quant à lui, peut profiter du même modèle que celui de TRIPOLI-4, ce qui permet de mutualiser les efforts de modélisation.
Après avoir révisé et analysé soigneusement les modèles numériques du réacteur, le travail de stage consistera à calculer les grandeurs d’intérêt : excès de réactivité, poids des barres de contrôle, coefficient Doppler, coefficient de vide, coefficient du modérateur, etc. Les grandeurs estimées par les code Monte-Carlo seront comparées entre elles et aux mesures expérimentales disponibles dans les rapports de années 1960. Cela permettra de rendre plus robustes et fiables les codes de simulation et les modèles numériques.
Master 2 ou 3ème année école d’ingénieur : connaissances en physique des réacteurs et en informatique scientifique (environnement Linux, Python, LaTeX)
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