FR2833400A1 - Procede de calcul d'un coeur de reacteur nucleaire - Google Patents
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Abstract
Un procédé de calcul de coeur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques est prévu et est capable d'obtenir une précision de calcul équivalente à un calcul de coeur hétérogène grâce à un calcul de coeur à maillage large en obtenant ainsi une réduction de temps de calcul et de capacité de mémoire. Il comporte le fait de réaliser à la fois un calcul de coeur à maillage large sur la base de tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible et un calcul de coeur hétérogène en supposant les mêmes conditions de coeur que dans le calcul mentionné ci-dessus; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre afin d'obtenir des facteurs de correction pour les sections homogènes et les facteurs de discontinuité, et réaliser encore un autre calcul de coeur à maillage large en utilisant ces facteurs de correction afin d'obtenir des résultats de calcul final équivalents en précision à ceux pouvant être obtenus à partir d'un procédé de calcul de coeur hétérogène à grande vitesse.
Description
c_ur (11) d'un réacteur nucléaire.
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Cette invention se rapporte à une amélioration d'un procédé de calcul destiné à réaliser un calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire à grande
vitesse et aNrec une précision élevée.
Par le terme " calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire >> utilisé dans cette invention, on entend une simulation inforrnatique par calcul mathématique de différents phénomènes physiques apparaissant dans un processus de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, tels que des comportements de neutrons (caractéristiques neukoniques), des comportements hydrauliques et thermiques, etc. Le procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire (appelé simplement ci-après " calcul de c_ur ") qui existe actuellement, par exemple dans la conception de c_ur à des fns d'agencement de combustible optimal, est groupé principalement en un calcul de c_ur hétérogène, qui traite le c_ur en termes d'unités de cellules de barre de combustible composée chacune de pastilles de combustible, d'un tube de gainage, d'un agent de refroidissement etc. et un calcul de c_ur à maillage large, qui kaite les ensembles de combustible par homogénéisation de ceux c. Le calcul de c_ur hétérogène comprend en outre un procédé de traitement de zones de cellules de barre de combustible composées chacune de pastilles de combustible, d'un tube de gainage, d'un agent de re*oidissement etc. avec homogénéisation de ceux-ci et un procédé de kaitement de zones de pastille de combustible, de tubes de gainage, d'agent
de retroidissement etc. tels qu'ils sont, sans leur homogénéisation.
C'est la pratique courante de metke en _uvre, comme calcul de c_ur hétérogène, un calcul bidimensionnel radial, dans lequel seule une dépendance de c_ur radiale est calculée, avec une dépendance de c_ur axiale qui est kaitée en moyenne. Lorsque cette approche de calcul de c_ur hétérogène est adoptée, cependant, il appara^t une nécessité de kaiter la 3 0 dép endance de c_ur axiale dans un pro cédé d' approximation p ar un calcul de c_ur unidimensionnel axial, qui kaite la dépendance de c_ur radiale en moyenne. Dans le calcul de c_ur à maillage large actuellement mis en _uvre, chaque ensemble de combustible est tout d'abord divisé en un à quatre maillages dans une direction radiale et en plusieurs maillages dans la
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direction axiale, et deuxièmement, un calcul de c_ur tridimensionnel est réalisé en homogénéis ant chacun de s maillages divisés. Avec le calcul de c_ur à maillage large, l'homogénéisation des ensembles de combustible entra^ne une erreur de courants de neutrons au niveau des limites des ensembles de combustible, et afin de limiter l'erreur, des facteurs de discontinuité de flux de neutrons au niveau des limites d'ensembles de
combustible sont généralement introduits.
Avec le progrès récent des calculateurs, un calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel, qui réalise une division de maillage également dans des directions d'axe de c_ur, est également mis en _uvre, mais son application est limitée, actuellement, à une condition de puissance nulle dans un c_ur à chargement initial non épuisé, laquelle condition n'est pas affectée par des distributions de température de combustible, de distributions de densité d'eau, etc. Afin de simuler le c_ur dans son état de fonctionnement, il est nécessaire de faire des itérations de calculs neutroniques et de calculs hydrauliques et thermiques alternés, tout en prenant en considération les influences des distributions de température de combustible, les distributions de densité d'eau, etc. sur des sections effcaces (le terme " section " est utilisé dans la suite de manière équivalente) de combustible (effet de rétroaction). Ceci consomme un temps de calcul extrémement long et exige
une cap acité de mémo ire imp ortante de l'ordinateur.
A cause des problèmes mentionnés ci-dessus, l'application d'un calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel à un calcul de c_ur en ligne dans un ordinateur sur le site d'une installation nucléaire, qui exige un calcul à grande vitesse, ou à un calcul cinétique dépendant du temps d'un
c_ur n'est pas pratique et faisable.
Selon la théorie d'une approche d'homogénéisation des ensembles de combustible qui utilisent des facteurs de discontinuité de flux de neutrons, qui est une approche typique dans le calcul à maillage large, grâce à l'application de sections homogènes d'ensembles de combustible et de facteurs de discontinuité au niveau des limites d' ens emble s de combustible calculés par l'utilisation de résultats de calcul de c_ur hétérogène sur le calcul de c_ur à maillage large, il est possible d'obtenir des résultats de calcul équivalents aux résultats de calcul de c_ur
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hétérogène grâce à ce calcul de c_ur à maillage large. Toutefois, si le calcul de c_ur hétérogène est réalisé chaque fois que le calcul de c_ur à maillage large est réalisé, le calcul de c_ur à maillage large n'a pas de sens. Par conséquent, lorsque les sections homogènes des ensembles de combustible et les facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensemble de combustible sont obtenus, on adopte en général l'approche d'approximation o un calcul hétérogène est réalisé sur un système d'ensemble de combustible hypothétique de telle sorte que des ensembles de combustible qui sont notés sont caractérisés de manière infnie, de façon à obtenir ainsi les sections homogènes d'ensembles de combustible et les facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible, qui sont à
leur tour appliqués au calcul de c_ur à maillage large.
Selon cette approche, il est possible de réaliser le calcul hétérogène sur un système d'ensemble de combustible unique en établissant des conditions de réflexion parfaites au flux de neutrons sur un axe de symétrie, en faisant une utilisation efficace d'une symétrie naturelle de la
matrice infinie.
Sinon, pour diminuer le degré d' approximation dans l'approche mentionnée ci-dessus, il y a une autre approche destinée à obtenir les sections d'ensemble de combustible homogènes et les facteurs de disc ontinuité au niveau des limites d' ens embles de combustible, grâce à un calcul hétérogène sur un système d'ensembles de combustible en supposant que des systèmes de petite taille, qui se composent chacun d'un seul ensemble de combustible qui est caractérisé et d'ensembles de combustible
adjacents, sont disposés de manière infinie.
Dans cette approche, en établissant des conditions de réflexion parfaites grâce à une utilisation efficace de la symétrie de matrice infinie, il est possible de réaliser le calcul hétérogène d'un système à quatre ensembles de combustible adjacents. Cependant, il est nocessaire ici de réaliser le calcul des ensembles de combustible adjacents pour chaque combinaison d'ensembles de combustible adjacents existant dans le c_ur, ce qui rend la
procédure de calcul délicate.
Comme procédé destiné à diminuer encore le degré d'approximation et éviter la complexité du calcul d'ensembles de combustible adjacents, il est concevable de réaliser un calcul de c_ur
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hétérogène bidimensionnel b as é sur le système de c_ur actuel afin d' obtenir ainsi les sections d'ensemble de combustible homogènes et les facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible. Dans ce procédé, cependant, afin de traiter avec précision les effets de distributions de combustion, de distributions de température de combustible, de distributions de densité d'eau etc. dans les directions d'axe de c_ur, il apparat une nécessité de diviser axialement le c_ur en une multiplicité de plans afin de réaliser un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel dans chaque plan divisé. De plus, dans le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel dans chaque plan divisé également, il est nécessaire de réaliser une itération de calcul neutronique et de calcul hydraulique thermique de manière alternée afin de considérer avec précision les influences des distributions de température de combustible et des distributions de densité d'eau sur le s sections (effets de rétro action), ce qui entra^ne des problèmes exigeant un temps de calcul long et une grande
capacité de mémoire d'ordinateur.
Afin de traiter les problèmes de l'état de l'art décrit ci-dessus, l'invention a été faite en trouvant une combinais on particulière d'un co de de calcul de c_ur à maillage large avec un code de calcul de c_ur hétérogène et vise à obtenir finalement une précision de calcul équivalente à un calcul de c_ur hétérogène grâce à un calcul de c_ur à maillage large, en obtenant ainsi une réduction significative du temps de calcul et une réduction
significative de la capacité de mémoire.
Cette invention se rapporte à un procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques selon un code de calcul de c_ur à maillage large en tirant avantage des effets d'un code de calcul de c_ur hétérogène tel que mentionné ci-dessus. C'est-à-dire que le procédé de l'invention comporte d'une manière générale les étapes consistant à: réaliser un calcul de c_ur à maillage large en traitant des ensembles de combustible sur la base de tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes, des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible etc. avec une homogénélsation de ceux-ci, réaliser un calcul de c_ur hétérogène dans un système basé sur la supposition des mêmes conditions de c_ur que dans
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le calcul de c_ur à maillage large; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour les sections homogènes, les facteurs de discontinuité, etc.; et réaliser encore un autre calcul de c_ur à maillage large en utilisant les facteurs de correction mentionnés ci-dessus, afn d'obtenir des résultats de calcul fnal équivalents en précision aux résultats de calcul pouvant étre obtenus à partir
d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène à grande vitesse.
Selon des aspects plus spécifiques de l'invention générique mentionnce cidessus, les premier et deuxième calculs de c_ur à maillage large et le calcul de cceur hétérogène mentionnés ci-dessus sont constitués par des calculs de c_ur à maillage large bidimensionnel et tndimensionnel et un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel respectivement; les facteurs de correction obtenus mentionnés ci-dessus sont des paramètres comprenant au moins des sections homogènes d'ensembles de combustible et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible, ou des paramètres comprenant en outre des distributions de puissance dans les ensembles de combustible et des vitesses de réaction de détecteur de neutron dans le c_ur en plus des deux premiers; et les facteurs de correction obtenus sont utilisés pour le calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système similaire ou analogue au système dans le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel en obtenant ainsi des résultats de calcul final équivalents en précision à ceux pouvant étre obtenus à partir d'un procédé
- de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel à grande vitesse.
Selon d'autres aspects spécifques de l'invention générique, les premier et deuxième calculs de c_ur à maillage large et le calcul de c_ur hétérogène mentionnés ci-dessus sont un premier et un deuxième calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel et un calcul de c_ur hétérogène kidimensionnel respectivement; lesdits facteurs de correction obtenus sont des facteurs de correction pour des paramètres comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible ou des facteurs de correction pour des paramètres comprenant des distributions de puissance dans les ensembles de combustible et des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le c_ur, en plus des sections homogènes et des facteurs de discontinuité; et ces facteurs de correction sont utilisés pour le deuxième
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calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système similaire ou analogue au système dans le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel, afin d' obtenir ainsi de s ré sultats de c alcul final é quivalents en pré ci si on aux résultats de calcul pouvant étre obtenus à partir d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel à grande vitesse. Ici, les résultats de calcul final obtenus sont équivalents ou comparables en précision de calcul aux résultats de calcul pouvant étre obtenus à partir d'un tel procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel lorsqu'il est réalisé sur le système dans lequel les facteurs
de correction ont été obtenus.
En réalisant un calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire, un calcul de c_ur hétérogène traitant le c_ur par unités de cellule de barre de combustible composées chacune de pastilles de combustible, d'un tube de gainage et d'un agent de refroidissement et un calcul de c_ur à maillage large kaitant les ensembles de combustible par homogénéisation de ceux-ci sont réalisés, les résultats de calcul sont comparés l'un à l'autre afin d'obtenir des facteurs de correction pour les sections d'ensemble de combustible homogène, des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible, la distribution de puissance dans les ensembles de combustible, et des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le
c_ur sont obtenues.
A ce moment-là, en utilisant les concentrations de bore, les distributions de température de combustible etc. obtenues dans le premier calcul de c_ur à maillage large pour le calcul de c_ur hétérogène consécutif, il est possible d'éviter l'itération alternée de calcul neutronique et de calcul hydraulique et thermique dans le calcul de c_ur hétérogène. Par conséquent, une réduction significative du temps de calcul et une réduction
significative de la capacité de mémoire sont possibles.
Ensuite, un deuxième calcul de c_ur à maillage large est réalisé dans un système similaire ou analogue (conditions de c_ur) au système, dans lequel le calcul de c_ur hétérogène a été réalisé, grâce à
l'utilisation des facteurs de correction obtenus.
I1 en résulte qu'il est possible d'obtenir finalement une précision de calcul équivalente à celle d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène (tridimensionnel) en reportant les facteurs de correction, grâce
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auxquels les résultats de calcul de c_ur hétérogène sont pris en compte, sur
le deuxième calcul de c_ur à maillage large.
- L' invention concerne également un c_ur de réacteur nucléaire résultant du procédé de calcul selon l'une ou plusieurs des caractéristiques précédemment listées. Le procédé est préLérentiellement mis en _uvre dans un
calculateur électronique programmé selon les étapes indiquées.
Plusieurs formes de réalisation préférées de l'invention vont étre décrites ci-après plus en détail en se référant aux dessins annexés, dans lesquels: La figure 1A et la figure 1B constituent conjointement un organigramme d'un exemple d'une procédure de calcul de c_ur selon cette invention, dans lequel un code de calcul de c_ur à maillage large et un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel sont combinés; La figure 2A et la fgure 2B constituent conjointement un organigramme d'un autre exemple d'une procédure de calcul de c_ur selon cette invention, dans lequel un code de calcul de c_ur à maillage large et un
calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel sont combinés.
Comme exemple d'application du procédé de calcul de c_ur de cette invention à un c_ur de réacteur à eau pressurisée, un système de calcul de c_ur hyDride (système de commande) va maintenant être décrit en se référant aux fgures 1A et 1B, un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel et un code de calcul de c_ur à maillage large étant combinés. Une procédure de calcul plus spécifique va maintenant étre
décrite ci-dessous.
(1) Calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel (étape 1) Selon un code de calcul de c_ur à maillage large, un calcul de combustion de c_ur bidimensionnel (ou calcul d'insertion ou de retrait de barre de commande) à l'étape 1 est réalisé, et les résultats de calcul sur les degrés de combustion de cycle de c_ur, les concentrations de bore à chaque étape de combustion, les distributions de température de broche, et les distributions de température d' agent de refroidissement sont délivrés dans
un fchier intermédiaire.
Si l'on considère l'application du procédé à un réacteur à eau pressurisée ayant des combustibles à couche fertile ou des distributions
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d'enrichissement dans la direction axiale ou un réacteur à eau bouillante dont le changement dans les distributions axiales de densité d'eau est importante à cause de la génération de vides, il est également concevable de modifier le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel de l'étape 1 en un calcul de c_ur tridimensionnel et de réaliser une correction en réalisant un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel dans chaque plan divisé axialement. (2) Calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel Sur la base des résultats de calcul de c_ur bidimensionnel de l'étape 1 (concentrations de bore, distributions de température de broche et distributions de température d'agent de retroidissement (modérateur), etc. à chaque étape de combustion), des données entrées dans un code de calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel sont préparées et le calcul de c_ur est ... reallse. D'après le code de calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel, comme cela est représenté sur la figure 1B, des sections d'ensemble de combustible homogène (XS c), des facteurs de di sc ontinuité au niveau de s limites d'ensembles de combustible (DFc), des distributions de puissance de broche (PIN) et des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le
c_ur (RRc) sont délivrés sous forme d'un fichier.
(3) Calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel (étape 2) Dans les mêmes conditions de calcul que dans le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel ci-dessus, un calcul de c_ur bidimensionnel à l'étape 2 est exécuté selon le code de calcul de c_ur à
maillage large.
- Dans le calcul à l'étape 2, des sections d'ensemble de combustible homogènes (XSs) et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible (DFs) dans le code de calcul de c_ur à maillage large sont remplacés par les résultats de calcul de c_ur
hétérogène bidimensionnel (XSc, DFc).
(4) Obtention de facteurs de correction pour les sections et de facteurs de discontinuité En remplaçant les sections d'ensemble de combustible homogènes (XSs) et les facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensemble de combustible (DFs) par les résultats de calcul de c_ur g 2833400 hétérogène bidimensionnel (XSc, DFc) au niveau du calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel (étape 2), les rapports des deux sont calculés par les formules ci-dessous. Ces rapports sont des facteurs de correction pour les sections d'ensemble de combustible homogène et les facteurs de
discontinuité au niveau des limites d'ensemble de combustible (CXS, CDF).
CXS = XSc/XSs, CDF = DFc/DFs (5) Calcul des facteurs de correction pour les distributions de puissance de broche et les vitesses de réaction des détecteurs de neutron dans le c_ur D'après les rapports de distribution de puissance de broche dans les ensembles de combustible (PINc) comme résultats de calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel sur les distributions de puissance de broche dans les ensembles de combustible (PINs) comme résultats de calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel à l'étape 2, le facteur de correction pour les distributions de puissance de broche (CPIN) est obtenu par les équations ci-dessous. D'une manière similaire, le facteur de correction pour les vitesses de réaction des détecteurs de neutron dans le c_ur (CRR) est obtenu à partir des rapports des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le c_ur comme résultats de calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel (RRc) sur les vitesses de réaction de détecteur de neutron dans le c_ur comme résultats de calcul de c_ur à maillage large
bidimensionnel à l'étape 2 (RRc) grâce à l'équation ci-dessous.
CPIN = PINc/PINs, CRR = RRc/RRs
(6) Calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel (étape 3).
Après correction par les facteurs de correction obtenus ci dessus, les sections d'ensemble de combustible homogène résultantes (XS) et les facteurs de dis continuité au niveau des limites d' ensembles de combustible (DF) sont utilisés afin de réaliser un calcul de c_ur à maillage
large tridimensionnel à l'étape 3.
Les distributions de puissance de broche dans les ensembles de combustible (PIN) et les vitesses de réaction des détecteurs de neutron dans le c_ur (RR) obtenues d'après (5) ci-dessus sont également corrigées
grâce à l'utilisation des facteurs de correction.
Ainsi, XS (après correction) = XS (avant correction) x facteur de correction DF (après correction) = DF (avant correction) x facteur de correction
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PIN (après correction) = PIN (avant correction) x facteur de correction RK (après correction) = 1lR (avant correction) x facteur de correction En utilisant les facteurs de correction obtenus à partir du calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel et du calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel dans la procédure précédente, il est possible d'obtenir une précision de calcul équivalente à celle d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel à partir de la procédure de calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel ci-dessus, sans réaliser le procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel exigeant un temps de calcul et une
capacité de mémoire énormes.
Cet avantage est particulièrement efficace dans la réalisation
d'un calcul cinétique nécessitant de nombreuses étapes de calcul.
Par ailleurs, en réalisant le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel grâce à l'utilisation des distributions de température dans le cceur etc. calculées suivant le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel (étape 1), il est possible d'éviter l'itération alternée de calcul neutronique et de calcul hydraulique thermique, et également d'après cet
aspect, une réduction du temps de calcul peut 8tre obtenue.
- Dans l'exemple ci-dessus, (1): le calcul bidimensionnel (étape 1), (2): le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel et (3): le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel (étape 2) sont tous bidimensionnels, mais ceux-ci peuvent également être réalisés dans un calcul de c_ur tridimensionnel. Un organigramme d'un tel exemple est représenté dans les
fgures 2A et 2B.
Avec cet exemple, si seul le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel destiné à obtenir des facteurs de correction est réalisé une fois, il est également possible d'obtenir une précision de calcul équivalente à la précision de calcul pouvant étre obtenue à partir d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel sur le système dans lequel les facteurs de correction ont été obtenus, selon la procédure représentée dans les figures 2A et 2B. Par conséquent, ceci est efficace pour réaliser un calcul
cinétique exigeant de nombreuses étapes de calcul.
Par ailleurs, puisque le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel est réalisé grâce à l'utilisation de distributions de température dans le c_ur, etc. calculées dans le calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel (étape 1), il est possible d'éviter de répéter de manière alternée un calcul neutronique et un calcul hydraulique et thermique dans le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel, en réduisant ainsi le temps de calcul. De cette manière, après l'étape de calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel, il est possible d'obtenir une précision de calcul équivalente à un procédé de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel en rai son d'une combinai s on d'un co de de calcul de c_ur à maillage large et d'un code de calcul de c_ur hétérogène, de sorte qu'une réduction
significative du temps de calcul et de la capacité de mémoire est obtenue.
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Claims (7)
1. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques, caractérisé en ce qu'il comporte le fait de: réaliser un premier calcul de c_ur à maillage large basé sur des tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible en traitant des ensembles de combustible avec une homogénéisation de ceux-ci, réaliser un calcul de c_ur hétérogène dans un système basé sur la supposition des mémes conditions de c_ur que dans le premier calcul de c_ur à maillage large; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour des paramètres comprenant au moins les sections homogènes et les facteurs de discontinuité, et réaliser encore un deuxième calcul de c_ur à maillage large en utilisant les facteurs de correction, afin d'obtenir des résultats de calcul final équivalents en précision aux résultats de calcul pouvant étre obtenus à partir
d'un procédé de calcul de c_ur hétérogène à grande vitesse.
2. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques, caractérisé en ce qu'il comporte le fait de: réaliser un calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel basé sur des tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible en traitant des ensembles de combustible avec une homogénéisation de ceux-ci, réaliser un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel dans un système basé sur la supposition des mêmes conditions de c_ur que dans le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour des paramètres comprenant au moins les sections homogènes et les facteurs de discontinuité,
13 2833400
et réaliser encore un calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système analogue ou similaire au système dans le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel en utilisant les facteurs de correction, afn d'obtenir des résultats de calcul fnal équivalents en précision aux résultats de calcul pouvant 8tre obtenus à partir d'un procédé de calcul de c_ur
hétérogène tridimensionnel à grande vitesse.
3. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques, caractérisé en ce qu'il comporte le fait de: réaliser un calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel basé sur des tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogénes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible en traitant des ensembles de combustible avec une homogénéisation de ceux-ci, réaliser un calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel dans un système basé sur la supposition des mêmes conditions de c_ur que dans le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour des paramètres comprenant les sections homogènes, les facteurs de discontinuité, des distributions de puissance dans des ensembles de combustible et des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le c_ur, et réaliser encore un calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système analogue ou similaire au système dans le calcul de c_ur hétérogène bidimensionnel en utilis ant le s facteurs de correction, afin d'obtenir des résultats de calcul final équivalents en précision aux résultats de calcul pouvant être obtenus à partir d'un procédé de calcul de c_ur
hétérogène tridimensionnel à grande vitesse.
4. Procédé de calcul d'un coeur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques, caractérisé en ce qu'il comporte le fait de: réaliser un calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel basé sur des tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections
4 2833400
d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible en traitant des ensembles de combustible avec une homogénéisation, réaliser un calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel dans un système basé sur la supposition des mémes conditions de c_ur que dans le calcul de c_ur à maillage large bidimensionnel; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour des paramètres comprenant au moins les sections d'ensemble de combustible homogènes et les facteurs de discontinuité, et réaliser un deuxième calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système analogue ou similaire au système dans le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel en utilisant les facteurs de correction, afin d'obtenir des résultats de calcul fmal égaux en précision aux résultats de calcul pouvant étre obtenus à partir d'un procédé de calcul de c_ur
hétérogène tridimensionnel à grande vitesse.
S. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire sur des caractéristiques neutroniques et des caractéristiques hydrauliques et thermiques, caractérisé en ce qu'il comporte le fait de: réaliser un premier calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel basé sur des tables de section d'ensemble de combustible comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes et des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensembles de combustible en traitant des ensembles de combustible avec une homogénéisation de ceux-ci, réaliser un calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel dans un système basé sur la supposition des mêmes conditions de c_ur que dans le premier calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel; comparer les deux résultats de calcul ainsi obtenus l'un avec l'autre en obtenant ainsi des facteurs de correction pour des paramètres comprenant des sections d'ensemble de combustible homogènes, des facteurs de dis continuité au nive au des limites d' ens embles de combustible, des distributions de puissance dans des ensembles de combustible et des vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le c_ur, l5 2833400 et réaliser encore un deuxième calcul de c_ur à maillage large tridimensionnel dans un système analogue ou similaire au système dans le calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel en utilisant les facteurs de correction, afin d'obtenir des résultats de calcul final équivalents en précision aux résultats de calcul pouvant être obtenus à partir d'un procédé
de calcul de c_ur hétérogène tridimensionnel à grande vitesse.
6. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire selon l'une
quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé en ce que les mémes
conditions de c_ur que dans le premier calcul de c_ur à maillage large, dans lesquelles le calcul de c_ur hétérogène est réalisé, sont des conditions de concentration de bore dans un agent de refroidissement, des distributions de température de combustible et des distributions de température d'agent
de refroidissement.
7. Procédé de calcul d'un c_ur de réacteur nucléaire selon l'une
quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé en ce que lesdits deux
résultats de calcul et lesdits résultats de calcul fnal sont ceux sur des sections d'ensemble de combustible homogènes, des facteurs de discontinuité au niveau des limites d'ensemble de combustible, des distributions de puissance dans des ensembles de combustible et des
vitesses de réaction de détecteurs de neutron dans le c_ur.
8. C_ur de réacteur nucléaire résultant du procédé de calcul de
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004114321A3 (fr) * | 2003-06-26 | 2005-08-11 | Framatome Anp Gmbh | Procede de modelisation informatique du coeur d'un reacteur nucleaire |
| EP2091049A1 (fr) * | 2008-02-18 | 2009-08-19 | Areva NP | Procédé informatique pour modéliser un coeur de réacteur nucléaire et programme informatique correspondant |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8873698B2 (en) * | 2002-12-18 | 2014-10-28 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria |
| US7231333B2 (en) * | 2003-03-31 | 2007-06-12 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors |
| US9047995B2 (en) * | 2002-12-18 | 2015-06-02 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations |
| US7200541B2 (en) * | 2002-12-23 | 2007-04-03 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs |
| US7424412B2 (en) * | 2002-12-23 | 2008-09-09 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density |
| JP4813876B2 (ja) * | 2005-11-25 | 2011-11-09 | 三菱重工業株式会社 | 炉心設計支援装置及びプログラム |
| KR20100115754A (ko) * | 2008-02-11 | 2010-10-28 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | 원자로 노심 내의 연료봉 파워 분포 모델링 방법 |
| US8548789B2 (en) * | 2008-02-11 | 2013-10-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core |
| JP5557998B2 (ja) * | 2008-12-02 | 2014-07-23 | 三菱重工業株式会社 | 炉心解析プログラム |
| EP2287855B1 (fr) * | 2009-08-18 | 2012-10-03 | Areva NP | Procédé informatique pour modéliser un coeur d'un réacteur nucléaire et programme informatique correspondant |
| JP2013186016A (ja) * | 2012-03-09 | 2013-09-19 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 放射線データの三次元空間分布算出方法 |
| CN114282460B (zh) * | 2021-12-31 | 2023-05-16 | 西安交通大学 | 一种铅铋快堆堆芯热工水力特性分析方法 |
| CN114528719B (zh) * | 2022-04-22 | 2022-07-08 | 西安交通大学 | 一种基于二维堆芯的用于压水堆的在线能群压缩方法 |
| CN116738655B (zh) * | 2023-02-14 | 2025-03-28 | 中国核动力研究设计院 | 等效组件设计方法、热工水力实验系统和模拟实验方法 |
| JP2026003883A (ja) * | 2024-06-25 | 2026-01-14 | 三菱重工業株式会社 | 計算方法、計算装置及びプログラム |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01142498A (ja) * | 1987-11-30 | 1989-06-05 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 原子炉シミュレーション方法 |
| US5171516A (en) * | 1990-10-04 | 1992-12-15 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor core monitoring system and method |
| JPH07134196A (ja) * | 1993-11-09 | 1995-05-23 | Toshiba Corp | 原子炉監視装置 |
| US5638413A (en) * | 1994-06-21 | 1997-06-10 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Apparatus and method for estimating core performance |
| JPH10239480A (ja) * | 1997-02-24 | 1998-09-11 | Toshiba Corp | 炉心性能計算方法および装置 |
| JP2000162364A (ja) * | 1998-11-26 | 2000-06-16 | Hitachi Ltd | 原子炉炉心性能計算装置 |
| JP2001133581A (ja) * | 1999-11-02 | 2001-05-18 | Hitachi Ltd | 炉心性能計算方法及び装置 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3919720A (en) * | 1973-02-23 | 1975-11-11 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear power plant training simulator modeling organization and method |
| US4774049A (en) * | 1986-04-10 | 1988-09-27 | Westinghouse Electric Corp. | Two and three dimensional core power distribution monitor and display |
| WO1993006557A1 (fr) * | 1991-09-17 | 1993-04-01 | General Physics International Engineering & Simulation, Inc. | Analyse en temps reel d'un phenomene thermohydraulique dans une centrale electrique |
| US5225147A (en) * | 1991-09-17 | 1993-07-06 | General Physics International Engineering & Simulation, Inc. | Real time analysis of light water core neutronics |
| US6795801B1 (en) * | 1999-08-13 | 2004-09-21 | Electric Power Research Institute, Inc. | Apparatus and method for analyzing anisotropic particle scattering in three-dimensional geometries |
-
2001
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2002
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Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01142498A (ja) * | 1987-11-30 | 1989-06-05 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 原子炉シミュレーション方法 |
| US5171516A (en) * | 1990-10-04 | 1992-12-15 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor core monitoring system and method |
| JPH07134196A (ja) * | 1993-11-09 | 1995-05-23 | Toshiba Corp | 原子炉監視装置 |
| US5638413A (en) * | 1994-06-21 | 1997-06-10 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Apparatus and method for estimating core performance |
| JPH10239480A (ja) * | 1997-02-24 | 1998-09-11 | Toshiba Corp | 炉心性能計算方法および装置 |
| JP2000162364A (ja) * | 1998-11-26 | 2000-06-16 | Hitachi Ltd | 原子炉炉心性能計算装置 |
| JP2001133581A (ja) * | 1999-11-02 | 2001-05-18 | Hitachi Ltd | 炉心性能計算方法及び装置 |
Non-Patent Citations (5)
| Title |
|---|
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 013, no. 395 (P - 927) 4 September 1989 (1989-09-04) * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 1995, no. 08 29 September 1995 (1995-09-29) * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 1998, no. 14 31 December 1998 (1998-12-31) * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 2000, no. 09 13 October 2000 (2000-10-13) * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 2000, no. 22 9 March 2001 (2001-03-09) * |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004114321A3 (fr) * | 2003-06-26 | 2005-08-11 | Framatome Anp Gmbh | Procede de modelisation informatique du coeur d'un reacteur nucleaire |
| RU2315375C2 (ru) * | 2003-06-26 | 2008-01-20 | Фраматом Анп Гмбх | Способ расчетного моделирования активной зоны ядерного реактора, способ расчета активной зоны ядерного реактора и модель активной зоны |
| US7428479B2 (en) | 2003-06-26 | 2008-09-23 | Areva Np Gmbh | Method for computer modeling the core of a nuclear reactor |
| EP2091049A1 (fr) * | 2008-02-18 | 2009-08-19 | Areva NP | Procédé informatique pour modéliser un coeur de réacteur nucléaire et programme informatique correspondant |
| WO2009103577A1 (fr) * | 2008-02-18 | 2009-08-27 | Areva Np | Procédé informatisé de modélisation du cœur d’un réacteur nucléaire et progiciel correspondant |
| JP2011514587A (ja) * | 2008-02-18 | 2011-05-06 | アレヴァ エヌペ | 原子炉炉心をモデル化するためのコンピュータで実行する方法及び対応するコンピュータプログラム製品 |
| US8755482B2 (en) | 2008-02-18 | 2014-06-17 | Areva Np | Computer implemented method for modelizing a nuclear reactor core and a corresponding computer program product |
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