Collège militaire royal du Canada

Énergie et science nucléaire

Désign optimal de grappes de combustible CANDU pour cycles de combustible avancés

par : Dr. Hugues W. Bonin

L'objectif général de cette recherche est d'utiliser des méthodes d'optimisation modernes pour le désign d'éléments de combustible nucléaire CANDU (grappes) prévue pour des combustibles avancés dans la prochaine génération de réacteurs CANDU. Bien que conçu spécifiquement pour consommer du bioxyde d'uranium naturel comme combustible, le réacteur CANDU a été perçu dès les premiers temps comme étant capable d'utiliser avantageusement d'autres combustibles nucléaires tels que des oxydes de plutonium ou de thorium mélangés à de l'uranium naturel ou enrichi. La présence dans les grappes d'oxydes mixtes apporte des bénéfices significatifs en termes de temps de résidence des grappes dans le coeur du réacteur et d'énergie spécifique ("burn-up") moyenne des grappes à leur décharge. Cependant, la composition isotopique des combustibles avancés cause certains effets indésirables tels que des densités de puissance et des températures excessives dans certaines parties des grappes de même que de grands flux de chaleur à travers les gaines des crayons de combustible lorsque la configuration présente de la grappe à 37 crayons est utilisée pour ces combustibles avancés. Il est possible de résoudre ces problèmes en exploitant le réacteur à puissance réduite, mais cette option n'est pas acceptable économiquement. Une option plus judicieuse consiste à refaire la conception de la grappe de combustible CANDU, en modifiant le nombre de crayons par grappe, leurs dimensions, leurs positions dans la grappe et la composition isotopique du combustible neuf, soit individuellement, soit tous ces paramètres simultanément. Énergie Atomique du Canada Limitée (ÉACL) s'est déjà lancée dans cette voie en démarrant un programme de recherche et de développement d'une nouvelle version améliorée de la grappe CANDU: on a alors conçu, par des méthodes apparemment non basées sur des technique d'optimisation modernes, une grappe de 43 crayons appelée CANFLEX®. Cette nouvelle grappe a été conçue d'abord pour des combustibles à base d'uranium faiblement enrichi, et s'est révélée acceptable pour certains autres combustibles avancés.

L'objectif de la présente recherche est d'aller au-delà du concept de la grappe CANFLEX et de se servir de méthodes d'optimisation modernes pour en arriver à de nouveaux désigns de grappes CANDU qui seraient basés sur des combustibles avancés tels que le "DUPIC" (Direct Use of Uranium from Pressurized Water Reactors (PWRs In CANDUs, ou Usage direct du combustible de réacteurs à eau légère dans les CANDU), les combustibles à base de thorium et les combustibles avancés contenant du plutonium recyclé en provenance d'ogives nucléaires des forces armées américaines et russes. La recherche utilise et raffine des méthodes d'optimisation basées sur la descente la plus rapide (« steepest descent ») utilisées par le passé avec succès pour déterminer la distribution optimale de la composition du combustible neuf à uranium faiblement enrichi et à mélanges d'oxydes mixtes de plutonium dans des grappes de 37 crayons : on visera ici à appliquer des méthodes semblables aux cas de combustibles CANDU avancés d'intérêt présent et futur: le combustible à uranium faiblement enrichi ("LEU"), le "DUPIC", le plutonium recyclé des ogives nucléaires et le thorium. On prévoit étendre la portée de l'exercice d'optimisation à la résolution du problème de l'optimisation de la géométrie de la grappe (nombre, dimensions et emplacement des crayons de combustible), en plus d'optimiser les compositions de combustible neuf des crayons de combustible dans la grappe. Les problèmes d'optimisation sont formulés de façon à inclure des contraintes de sécurité telles que des insertions maximales de réactivité, et des contraintes de nature thermo-hydraulique comme des maxima de densité de puissance, des facteurs de forme maximaux pour aplatir la distribution de densité de puissance dans la grappe et des maxima pour les flux de chaleur à travers la gaine des crayons.

La simulation des grappes de combustible CANDU se fait à l'aide du logiciel WIMS-AECL présentement disponible au CMR. Selon les ressources disponibles, on prévoit étendre le projet pour traiter explicitement le calcul des paramètres thermo-hydrauliques dans le modèle de la grappe à l'aide de codes spécialisés comme ASSERT, pour l'analyse des propriétés d'écoulement de fluides et de transfert de chaleur dans les nouvelles configurations des grappes. En plus de l'étude du combustible "DUPIC", la recherche vise à étudier plusieurs enrichissements d'uranium pour du combustible à oxyde d'uranium faiblement enrichi, de même que plusieurs compositions de combustibles neuf basés sur le plutonium recyclé d'armes nucléaires, et contenant du thorium. On s'attend à ce que, pour chacun des types de combustibles avancés, un désign optimal spécifique de grappe CANDU soit obtenu, mais cette recherche permettra peut-être d'identifier un désign de grappe quasi-optimal qui pourrait servir pour plusieurs de ces combustibles avancés, sinon pour presque tous.

EXEMPLES DE PUBLICATIONS:

  • H.W. Bonin, « Optimization of the Fuel Bundle Design for CANDU Nuclear Reactors Using Advanced Fuels Cycles », Compte-rendus du « Topical Meeting on Advances in Fuel Management », Pinehurst, N.C., U.S.A., 2-6 mars 1986, pp. 441-450.
  • H.W. Bonin, « Optimization of the Fuel Bundle Design for CANDU Nuclear Reactors: Phases I and II: Fuel Composition and Geometry Optimization Problems », Compte-rendus du 12ième Symposium Annuel de la Société Nucléaire Canadienne sur la Dynamique des réacteurs et le contrôle des centrales, Hamilton, Ontario, 1986.
  • H.W. Bonin, « Enrichment Distribution Optimization in CANDU Reactor Bundles for Advanced Fuel Cycles », Compte-rendus de la Conférence ENC-4 de l' « European Nuclear Society / American Nuclear Society »-, Genève, Suisse, juin 1986, Vol. 4, p. 341.