Date : 2019
Type : Livre / Book
Type : Thèse / ThesisLangue / Language : français / French
Combustibles nucléaires -- Résidus
Résumé / Abstract : La puissance résiduelle est un paramètre dimensionnant à toutes les étapes de l’aval du cycle du combustible, depuis l’arrêt du réacteur jusqu’au stockage final des matières radioactives non valorisables. Une maîtrise du calcul de la puissance résiduelle et de son incertitude est donc nécessaire pour tous les REP du parc nucléaire français : combustibles de type REP-UOx et MOx, sur la plus large plage de refroidissement possible. Le calcul de la puissance résiduelle et de son incertitude est réalisé au CEA avec l’Outil de Calcul Scientifique (OCS) de référence DARWIN2.3. Pour répondre au guide de l’ASN n°28 relatif à la démonstration de sûreté pour la tenue de la première barrière, DARWIN2.3 s’inscrit dans une démarche de vérification, validation & quantification des incertitudes, afin de démontrer la maîtrise du calcul de la puissance résiduelle et de l’incertitude associée. Pour définir cette dernière, la propagation des covariances des données nucléaires sur la puissance résiduelle ou la transposition de la validation expérimentale de l’OCS DARWIN2.3 sont possibles. La démarche de la thèse a consisté à étudier la représentativité des expériences issues du dossier de validation expérimentale de l’OCS DARWIN2.3 ou de la littérature ouverte vis-à-vis de combustibles REP. Cela a permis de définir un domaine de validité pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REP-UOx et MOx. Le travail de thèse a ensuite consisté à mettre en évidence les lacunes du domaine de validité de DARWIN2.3 pour les combustibles REP-UOx et REP-MOx et à proposer in fine les expériences de mesure de puissance résiduelle qu’il faudrait mener pour combler ces lacunes
Résumé / Abstract : The decay heat is a dimensioning parameter at every step of the back-end nuclear cycle, from the reactor shutdown until the final storage of non-recoverable radioactive waste. Accurate control of the calculation of the decay heat and its uncertainty is essential for all the Pressurized Water Reactors (PWRs) in the french reactor infrastructure : PWR-UOx and PWR-MOx fuels, over a wide range of cooling times. The calculation of the decay heat and its uncertainty is performed at CEA with the french reference DARWIN2.3 package. To answer the ASN's guide number 28 relative to the safety demonstration for the first barrier resistance, DARWIN2.3 follows a verification, validation & uncertainty quantification process, in order to prove the control of the decay heat calculation and the associated uncertainty. To define the latter, the propagation of nuclear data covariances to the decay heat or the transposition of the DARWIN2.3's experimental validation are possible. The approach considered for the thesis consisted in studying the representativity of experiments coming from the DARWIN2.3's experimental validation or the literature with PWR fuels. These studies enabled the definition of a 'validity domain' with DARWIN2.3 for the decay heat calculation of PWR-UOx and MOx fuels. Then, the thesis consisted in identifying the gaps in the DARWIN2.3 'validity domain' for the PWR-UOx and PWR-MOx fuels and in identifying the decay heat experiments to be carried out to fill these gaps