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Aval du Cycle Electronucléaire

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Physique des réacteurs


Les projets GUINEVERE – FREYA – MYRTE – MYRRHA-100 MeV


Contrairement à des réacteurs nucléaires critiques, les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur (ou ADS1) peuvent fonctionner avec un combustible caractérisé par une fraction de neutrons retardés (β) quelconque car celle-ci ne joue aucun rôle dans le contrôle du réacteur. Cette possibilité permettrait d’utiliser des combustibles fortement chargés en Actinides Mineurs, malgré leurs très faibles valeurs de β associées, et ceci, pour incinérer ces nucléides très radiotoxiques. Cependant, cet avantage ne subsiste que s’il est possible de s’assurer à tout moment de la sous-criticité de l’ADS (réactivité négative). C’est pourquoi il est crucial de pouvoir mesurer la réactivité d’un ADS en ligne. C’est dans cette optique que le projet GUINEVERE2 [1] a vu le jour, dans le cadre du Domaine ECATS3 du Projet Intégré EUROTRANS4 du 6e PCRD Euratom5 (2007-2010). Depuis mars 2011, l’exploitation de l’installation GUINEVERE a continué dans le cadre des projets européens FREYA6 du 7e PCRD (2011-2016) et MYRTE7 du PCDR H2020 (2015-2019), et également du contrat de collaboration « MYRRHA-100 MeV » entre le CNRS8 et le SCK·CEN9 (2017-2019).
L’installation, située à Mol (Belgique) au SCK·CEN, est composée du réacteur VENUS-F et de l’accélérateur de deutons GENEPI-3C couplés par l’intermédiaire d’une cible de titane tritié placée au centre du cœur : les réactions de fusion entre les deutons accélérés et le tritium donnent naissance à une source externe de neutrons qui permet d’initier des réactions en chaîne dans VENUS-F.
L’accélérateur GENEPI-3C, construit par le CNRS, délivre un faisceau de deutons pulsé ou continu (ou continu avec des interruptions périodiques), correspondant à des sources de neutrons d’environ 106 neutrons/pulse et 1010 neutrons/s. Le réacteur VENUS-F est un réacteur à neutrons rapides, composé d’uranium enrichi à 30% fourni par le CEA Cadarache, et de plomb solide simulant le futur caloporteur Pb-Bi liquide d’un ADS de puissance. Son caractère modulaire a déjà permis d’explorer une grande plage en sous-criticité allant de keff  0.9 à keff = 1, ainsi que d’introduire des éléments d’hétérogénéité dans le cœur et le réflecteur. L’installation peut être considérée comme une première maquette à puissance (quasi) nulle d’un futur ADS de puissance tel qu’envisagé par le projet MYRRHA10 [2]. VENUS-F est équipé d’une dizaine de chambres à fission réparties en différents points du réacteur, qui permettent d’étudier le flux neutronique et ses variations au cours du temps lors des expériences.
Le groupe Aval du Cycle Electronucléaire est partie prenante du projet depuis son origine et travaille en étroite collaboration avec le groupe Physique des Réacteurs du LPSC de Grenoble. Pendant la construction de l’installation GUINEVERE et depuis sa mise en service en 2011, le groupe s’est investi dans le monitoring de la source externe de neutrons et dans la proposition, la préparation et la réalisation des expériences, ainsi que dans l’optimisation du dispositif expérimental, à l’aide de simulations Monte Carlo poussées de l’installation. Le groupe analyse les données recueillies et développe des d’outils de simulations numériques ainsi que des approches théoriques complémentaires afin d’interpréter les résultats des expériences.
Ainsi l’équipe a-t-elle conduit des expériences de Multiplication de Source Modifiée (MSM) pour lesquelles une nouvelle méthode d’analyse, basée sur l’utilisation de simulations Monte Carlo [3, 4, 5], a été développée. Celle-ci a permis d’extraire des valeurs de réactivité de référence et robustes permettant de tester des méthodes dynamiques de mesures de réactivité qui seront utilisées dans un ADS de puissance. Dans ce but, l’équipe a mené des expériences de source de neutrons pulsée, des expériences d’interruptions programmées du faisceau continu ainsi que des expériences en faisceau continu avec des variations de la hauteur d’insertion des barres de contrôle. Suivant le type d’expérience, les données sont analysées avec la méthode des Aires traditionnelle [6] ou avec une variante de la cinétique point inverse ou avec la méthode dite de « courant-flux ». Le groupe a montré que ces méthodes ne permettent pas d’obtenir la même valeur de réactivité que celle de référence pour tous détecteurs présents dans le réacteur. C’est pourquoi il a mis au point des techniques basées sur des simulations Monte Carlo de VENUS-F qui permettent de corriger en grande partie les résultats affectés par les effets spatiaux et spectraux présents dans le réacteur [7, 8, 9]. L’accord entre les valeurs corrigées de réactivité et les valeurs de référence (méthode MSM) est très satisfaisant. Il est important de préciser que dans le cas d’un ADS industriel, il sera difficile d’appareiller le cœur du réacteur compte tenu des hauts flux attendus. Pouvoir corriger des effets spatiaux modifiant la réponse des détecteurs placés à la périphérie du cœur ou dans le réflecteur est donc un résultat extrêmement important.
A présent qu’il les maîtrise, le groupe souhaite éprouver les méthodes de mesures en ligne de la réactivité sur des configurations très asymétriques du cœur de VENUS-F qui seront accessibles lors du déchargement du réacteur. En effet, le SCK-CEN envisage de modifier l’installation pour repasser le réacteur en spectre thermique avec de l’eau pour modérateur.


L’arrivée d’un chercheur CNRS dans notre groupe fin 2011 a permis d’ajouter un axe de recherche à notre activité en physique des réacteurs. En effet, si les simulations Monte Carlo permettent d’envisager une description très fidèle des réacteurs nucléaires et des expériences de neutronique, l’interprétation des résultats fournis sur des objets aussi complexes qu’un réacteur nucléaire évoluant dans le temps se révèle parfois fastidieuse voire difficile. C’est pourquoi le groupe a entrepris le développement d’un outil d’analyse neutronique permettant de déconvoluer facilement les différents effets spatiaux et spectraux à l’œuvre lors de la variation de la source externe de neutrons. Plus spécifiquement, ce nouveau code de calcul nommé NeAnT permet de résoudre l’équation de la diffusion (y compris dépendante du temps) à plusieurs groupes en énergie, presque totalement analytiquement au prix d’une simplification drastique de la géométrie. Le flux neutronique peut être décomposé sur la base des λ-modes ou des α-modes suivant les cas. Le code a été utilisé avec succès [10].


Références


[1] A. Billebaud et al., The GUINEVERE Project for Accelerator Driven System Physics. Proceedings of GLOBAL 2009, Paris, France, (6-11 Septembre 2009)
[2] http://myrrha.sckcen.be/en/MYRRHA
[3] J.L. Lecouey et al., Estimate of the reactivity of the VENUS-F subcritical configuration using a Monte Carlo MSM method. Annals of Nuclear Energy 83 (2015) 65-75
[4] W. Uyttenhove et al., Experimental Results from the VENUS-F Critical Reference State for the GUINEVERE Accelerator Driven System Project. IEEE Transactions on Nuclear Science, Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE), 2012, 59, pp.3194-3200
[5] J.L. Lecouey et al., Monte Carlo MSM Correction Factors for Control Rod Worth Estimates in Subcritical and Near-Critical Fast Neutron Reactors. Proceedings of the International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, (ICAPP 2015), Nice, France, 2015
[6] N.G. Sjostrand, Arkiv för Fysik Band 11 nr 13, 233 (1956)
[7] N. Marie et al., Reactivity monitoring using the area method for the subcritical VENUS-F core within the framework of the FREYA Project. International Workshop on Technology and Components of Accelerator Driven Systems (TCADS2) OECD Nuclear Energy Agency, France (2013)
[8] T.M. Chevret et al., Reactivity Measurement of the Lead Fast Subcritical VENUS-F Reactor Using Beam Interruption Experiments. PHYSOR 2014, The Role of Reactor Physics Toward a Sustainable Future, Kyoto, Japan, 2014
[9] N. Marie et al., Reactivity monitoring of the accelerator driven VENUS-F subcritical reactor with the “current-to-flux” method, accepted for publication in Annals of Nuclear Energy.
[10] G. Lehaut et al., Study of Space-energy Effects in Subcritical Reactor within a Time-dependent Multi-group 1-Dimensional Diffusion Approach. Proceedings of the International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, (ICAPP 2015), Nice, France, 2015


 


Données nucléaires


NFS – Monitoring du faisceau


NFS11 [1] est une installation qui délivrera des faisceaux de neutrons auprès de SPIRAL212 (GANIL, Caen). Le premier avantage de NFS sera de produire des faisceaux de neutrons avec une haute intensité dans une gamme en énergie complétant celles des installations déjà existantes. Le second avantage est lié à la possibilité d’utiliser des matériaux radioactifs (en particulier des actinides) comme cible d’étude.
Dans le cadre de ce projet, le groupe du laboratoire contribue à la phase de qualification de la ligne en participant aux études liées au monitoring du faisceau de neutrons, aussi bien au niveau du convertisseur que dans le hall expérimental. Plusieurs dispositifs sont à l’étude (chambre à fission avec dépôt d’uranium 238 à 99,7%, scintillateur liquide, détecteur micromegas) ainsi que la définition précise des besoins en termes de résolution spatiale et de résolution en énergie.


 


Section efficace (n,alpha) d’intérêt pour les réacteurs – Le projet SCALP


Depuis 2014, le groupe s’intéresse à la détermination de la section efficace de production d’hélium dans les réactions induites par neutrons sur des cibles d’16O et de 19F. Ces mesures pourraient être réalisées auprès de la future installation NFS à SPIRAL2. La réaction 16O(n,Α)13C est d’intérêt pour les réacteurs utilisant de l’eau comme caloporteur et modérateur ainsi que pour les réacteurs utilisant un combustible oxyde. Elle est responsable de 25% de la production d’hélium et sa méconnaissance (des écarts allant jusqu’à plus de 30% sont observés dans les données existantes, y compris les plus récentes) conduit à une incertitude de 7% sur cette production (dans les REP13) et à une incertitude de 100 pcm sur la détermination du keff (dans les REP et les RNR14). Une détermination à mieux que 5% depuis le seuil (2.36 MeV) jusqu’à 20 MeV est requise depuis 2005 dans le cadre de la « High Request Priority List » (HRPL) de l’Agence de l’Energie Nucléaire (NEA) [1]. Cette requête s’appuie sur les conclusions du NEA/WPEC n°26 et s’est vue renforcée en 2014 par les travaux du groupe CIELO15 (NEA/WPEC n°40) [2].
Pour réaliser cette mesure, un premier prototype a été développé au laboratoire, suivi par la construction du dispositif SCALP16. SCALP consiste en une chambre d’ionisation (chio) scintillante remplie d’un mélange de CF4, choisi pour ses propriétés scintillantes, et de CO2, l’oxygène étant utilisé comme noyau cible. La chio est équipée de quatre photomultiplicateurs qui permettent de déterminer l’énergie du neutron incident par la mesure de son temps de vol. La combinaison de l’énergie déposée dans la chio par les particules produites avec l’énergie du neutron permet de discriminer et de sélectionner, parmi toutes les réactions ayant lieu dans le gaz, la réaction nucléaire d’intérêt. Les caractéristiques du dispositif expérimental ont été étudiées avec des simulations GEANT4 pour différentes concentrations en CO2. Les performances de la chambre sont en cours de caractérisation et d’optimisation. Pour cela des tests ont été réalisés et seront réitérés auprès de la plateforme GENESIS17 du LPSC de Grenoble. La calibration du dispositif sera extraite des données qui seront recueillies auprès d’autres installations délivrant des faisceaux de neutrons, telles que AMANDE18 de l’IRSN19 à Cadarache, GELINA20 (à Geel, Belgique) et au NPL21 (à Teddington, en Angleterre).


 


Références :
[1] Site Web de la NEA. https://www.oecd-nea.org/dbdata/hpr...
[2] Chadwick et al. The CIELO project. Nuclear Data Sheets (118) 2014


 


Emission de neutrons retardés par noyaux fissionnants – L’expérience ALDEN


Depuis 2018, le groupe collabore avec les équipes du CEA/DEN et le LPSC de Grenoble à l’expérience ALDEN. Celle-ci vise à déterminer le rendement absolu en neutrons retardés et les caractéristiques temporelles de leur émission, des principaux noyaux fissionnants (235U, 241Pu, 233U) d’intérêt pour les applications de l’électronucléaire. Les incertitudes ciblées sont inférieures à 3%. Dans ce but, plusieurs campagnes expérimentales sont menées sur l’instrument PF1B de l’ILL22 qui délivre un faisceau de neutrons produits par le réacteur à haut flux. Les compteurs à neutrons utilisés sont des détecteurs 3He insérés dans un bloc cylindrique de polyéthylène de haute densité. Le bloc possède une cavité centrale pour permettre l’introduction des cibles d’actinides, préparées sous forme de chambres à fission miniatures. Les phases d’irradiation et de décroissance sont commandées par un système ultra-rapide (< 10 millisecondes) entraînant un obturateur de faisceau en matériau neutrophage. La calibration du dispositif, en cours, repose sur l’analyse des données recueillies auprès d’autres installations telles que AMANDE18 de l’IRSN19 à Cadarache, et le NPL21 (à Teddington, en Angleterre). D’autres campagnes expérimentales pourraient être réalisées auprès de la future installation NFS à SPIRAL2.



1 Accelerator Driven Systems
2 Generator of Uninterrupted Intense NEutrons at the lead Venus REactor
3 Experimental activities on the Coupling of an Accelerator, a spallation Target and a Subcritical blanket
4 EUROpean research programme for the TRANSmutation of high-level nuclear waste in accelerator driven system
5 Programme Cadre de Recherche et de Développement de la communauté EURopéenne de l’énergie ATOMique
6 Fast Reactor Experiments for hYbrid Applications
7 MYRRHA Research and Transmutation Endeavour
8 Centre national de la recherche scientifique
9 Studiecentrum voor Kernenergie. Centre d’Étude de l’Énergie Nucléaire
10 Muti-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications
11 Neutron For Science
12 Système de Production d’Ions RAdioactifs en Ligne de 2e génération
13 Réacteur à Eau Pressurisée
14 Réacteur à Neutrons Rapides
15 Collaborative International Evaluated Library Organisation Pilot Project
16 Scintillating ionization Chamber for ALPha particle production in neutron induced reaction
17 GEnerator of NEutrons for Science and IrradiationS
18 Accélérateur pour la métrologie et les applications neutroniques en dosimétrie externe
19 Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
20 GEel LINear Accelerator
21 National Physical Laboratory
22 L’Institut Laue-Langevin