Feasibility study and basic design of a measurement of the decay heat released by an irradiated nuclear fuel sample in the very short cooling times in the JHR reactor
Étude de faisabilité et préconception d'une expérience de mesure de la puissance résiduelle d'un combustible nucléaire irradié aux temps très courts sur le réacteur RJH
Résumé
Decay heat is the thermal power released by a nuclear reactor after shutdown; it is produced by radioactive decay of unstable isotopes composing the fuel and delayed fission reactions. The contribution of delayed fission reactions becomes negligible within some minutes of cooling time, whereas the contribution of radioactive decay is about 7% of the nominal power one second after the reactor (PWR) shutdown, and still 1.5% on hour later, i.e. 40 MWth for a PWR producing 900 MWe. The decay heat released by spent nuclear fuel must be managed during reactor functioning (shutdown phase) and in all the phases composing the backend of the fuel cycle (core unloading, storage in pool, transport, reprocessing, etc.). The design of safety systems is based on the use of calculation codes, which must be qualified through the comparison with measurements being representative of industrial applications. This PhD thesis is in the framework of the Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) process of the CEA’s package DARWIN for fuel cycle applications, which computes, among other things, the decay heat of Light Water Reactors (LWR). The objective of this thesis is to study the feasibility and the basic design of a measurement of the decay heat released by an irradiated nuclear fuel sample in the very short cooling times, i.e. starting from 1 minute of cooling time. To perform the measurement, we need a research reactor (Material Testing Reactor, MTR) to irradiate the fuel sample. The reactor selected is the future CEA’s MTR, i.e. the Jules Horowitz Reactor (JHR). To start the measurement at 1 minute of cooling time, we are bound to design it in the reactor vicinity, an environment perturbed by nature. Thus, the challenge for demonstrating the feasibility of the measurement is to develop a methodology to discriminate the source to be measured, i.e. the fuel sample decay heat, from perturbations coming from the reactor core. The PhD work consisted in designing a calorimeter which could be inserted into a JHR experimental device, defining the phases of the experiment (irradiation, the irradiation stop, the cooling before the measurement, the temperature measurement in the fuel sample and in the structures of the calorimeter, particularly in the tungsten which is devoted to gamma absorption) and implementing an inverse technique for the estimation of the decay heat starting from temperature measurements. Neutronic simulations of the experiment in the JHR reflector with the stochastic code TRIPOLI4 and the evolution code MENDEL, have been performed to show the constraints for the irradiation phase and estimate power sources in the experimental device. A thermal modeling of the experimental device has been performed to verify the respect of temperature limits during irradiation, the sufficient amount of cooling prior to the measurement phase, and to perform inversion, i.e. the determination of decay heat starting from temperature measurements. The decay heat of the fuel sample and the perturbation induced by the decay heat of the reactor core, have been modelled by using two sum of exponential functions so as to reduce the number of unknown parameters that have to be estimated with the inverse technique. Our findings show that the applications of the inverse technique is efficient to estimate the total amount of decay heat released in the experimental device, being the sum of the fuel sample and reactor core contributions. The estimation of the perturbation can be performed separately with the same device and the same methodology in another experiment; thus, it is possible to estimate the decay heat of the fuel sample starting from 1 minute of cooling time to several tens of minutes, even days. The demonstration of the feasibility of this decay heat measurement, called the PRESTO experiment (PoweR Estimation for Short Time Optimization), paves the way for an effective measurement in the JHR reactor.
La puissance résiduelle est la puissance thermique dégagée par un réacteur nucléaire après l’arrêt ; elle provient de la décroissance des isotopes instables composant le combustible nucléaire irradié ainsi que des fissions résiduelles. La contribution des fissions résiduelles devient négligeable après quelques minutes de temps de refroidissement, alors que la contribution de la décroissance radioactive est 7 % de la puissance nominale une seconde après l’arrêt du réacteur de type REP, et encore 1,5 % une heure après, i.e. 40 MWth pour un REP900 MWe. La puissance résiduelle, dégagée par le combustible nucléaire irradié, doit être gérée lors du fonctionnement du réacteur (phases d’arrêt) et dans toutes les phases de l’aval du cycle du combustible (déchargement du combustible, stockage en piscine, transport, retraitement, etc.), soit dans les scénarios de fonctionnement nominal, soit dans les scénarios incidentels ou accidentels. La conception des systèmes de sûreté s’appuie sur l’utilisation d’Outils de Calcul Scientifique (OCS) qui doivent être qualifiés par la comparaison avec des mesures qui soient représentatives des applications industrielles. Cette thèse s’inscrit dans le processus de Vérification, Validation et Quantification des Incertitudes (VVQI) de l’OCS du cycle du CEA, le formulaire DARWIN qui calcule, entre autres, la puissance résiduelle des réacteurs à eau légère. L’objectif de la thèse est d’étudier la faisabilité et de réaliser une pré-conception d’une expérience de mesure de la puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié aux temps très courts, i.e. à partir d’une minute de temps de refroidissement, dans une plage temporelle où il n’existe pas à ce jour de mesure expérimentale. Pour la réalisation de cette expérience de mesure, il est nécessaire d’utiliser un réacteur de recherche pour l’irradiation de l’échantillon de combustible. Le réacteur retenu est le futur Réacteur Jules Horowitz (RJH) du CEA. Le fait de vouloir commencer l’expérience de mesure à partir d’une minute après l’arrêt de l’irradiation oblige à concevoir l’expérience à proximité du réacteur, environnement par nature perturbé. Ainsi, le défi pour démontrer la faisabilité de l’expérience est de mettre au point une méthodologie capable de discriminer la source à mesurer, i.e. la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible, des perturbations provenant du cœur du réacteur. Le travail réalisé au cours de cette thèse a consisté dans la conception d’un dispositif de mesure qui puisse s’insérer dans un dispositif expérimental du RJH, la définition des différentes phase de l’expérience (irradiation, arrêt de l’irradiation, refroidissement avant mesure, mesure de température dans l’échantillon combustible et dans le dispositif) et l’utilisation d’une méthode inverse pour l’estimation de la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible à partir de mesures de température qui sont réalisées dans l’échantillon de combustible et le dispositif de mesure, en particulier dans le tungstène destiné à absorber le rayonnement gamma. Des calculs de neutronique avec les OCS du CEA TRIPOLI et MENDEL ont permis de montrer les contraintes lors de la phase d’irradiation de l’échantillon combustible pour obtenir un flux neutronique suffisant sur l’échantillon, et de caractériser les sources de puissance dans le dispositif de mesure. Une modélisation thermique du dispositif a été mise au point à l’aide du logiciel Scilab pour vérifier les limites en température lors de l’irradiation, le bon refroidissement du dispositif en préalable à la mesure et pour pouvoir appliquer la méthode inverse, i.e. la détermination de la puissance résiduelle à partir des différentes mesures de températures qui sont réalisées dans l’échantillon de combustible et l’écran en tungstène. La puissance résiduelle de l’échantillon et la perturbation induite par la puissance résiduelle du cœur du RJH ont été modélisées par des sommes d’exponentielles décroissantes de façon à réduire le nombre de paramètres à déterminer avec la méthode inverse. Nos résultats montrent que l’application de la méthode permet d’estimer efficacement la puissance résiduelle totale qui a été déposée dans le dispositif de mesure, comme la somme de la contribution de l’échantillon de combustible plus celle du cœur du RJH. La perturbation pouvant être mesurée au préalable dans ce même dispositif (sans le combustible), il est possible de remonter à la puissance résiduelle de l’échantillon combustible sur une plage temporelle d’une minute à plusieurs dizaines de minutes, voire plusieurs jours. La démonstration de la faisabilité de cette expérience de mesure de puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié, dénommée PRESTO (PoweR Estimation for Short Time Optimization) ouvre donc la possibilité d’une mesure effective sur le réacteur RJH.
Origine : Fichiers produits par l'(les) auteur(s)