Calcul d’Evolution Nucléaire dans Le Réacteur de Recherche NUR

Abstract

Les réacteurs de recherche MTR sont les plus utilisés parmi les réacteurs de recherche dans le monde. Dans le cadre de ce travail, nous avons réalisé un calcul complet de la consommation de combustible nucléaire au sein du réacteur NUR. Le suivi de ces transformations intenses et profondes est possible en résolvant une équation appelée équation d'évolution du combustible nucléaire, au sein de ce travail deux Codes différents ont été choisis dans le traitement de cette équation basé sur deux méthodes différentes, WMS et ORIGEN. Le premier point de l'étude du combustible nucléaire est de compter les nouveaux éléments qu'il contient, immédiatement après le début de l'exposition à l’irradiation neutronique. Nous remarquons la différence significative dans le rapport isotopique entre les deux codes, (129+856 par ORIGEN, 33+1 par WIMS) ce qui explique pourquoi ORIGEN convient mieux à l'inventaire de nuclides, tandis que WIMS convient mieux au calcul des sections efficaces et au flux de neutrons nécessaire au calcul du cœur. De nombreux isotopes n’ont pas l’importance nécessaire, soit en raison de leur très petite quantité, tels que : Br96, Ce175, Co72, Co74, Cu67, Cu80, Cu81, Ga70 et Zr90m…… etc. Ou à cause de sa très courte demi-vie, de sorte dont ils disparaissent rapidement du combustible nucléaire comme : Ag109m (40s), Po218 (3,1min)…. etc. Les plus importants sont: (1) les actinides majeurs (uranium et plutonium), les isotopes à considérer sont les isotopes 235 à 238 pour l’uranium et 238 à 242 pour le plutonium, où nous notons clairement la diminution constante de l’U235 et en fonction du burnup du combustible. Au cours de l'irradiation du combustible, les neutrons sont absorbés par U238, ce qui entraîne la production de Pu239 dans le combustible. Et (2) les actinides mineurs (le neptunium, l’américium et le curium), les isotopes à considérer en premier lieu sont les isotopes Np237, Am241 et Am243 ainsi que Cm242 et Cm244, où les noyaux de Cm244, Cm246, Cf252 et Cf254 sont les plus productifs des neutrons. Les isotopes appartiennent à un grand nombre de familles chimiques, à savoir : Les actinides, Métaux alcalins, Métaux alcalino-terreux, Calogènes, Halogènes, Lanthanides, Metalloïdes, Gaz nobles, Non Métal, Métaux Pauvres, et les Métaux de Transition. Cette classification est d'une grande importance notamment dans l'étape de retraitement du combustible et d'extraction de matières rares qui peuvent être largement utilisées, mais une attention particulière doit être accordée aux produits de fission de nature gazeux (Xe et Kr) en raison des risques de fuite du combustible nucléaire. Les éléments radioactifs apparaissent et disparaissent lors de l'utilisation du combustible, mais au final, la radioactivité du combustible continue d'augmenter. Les résultats obtenus pour le calcul de la radioactivité de l'élément combustible MTR pour le réacteur NUR peuvent être résumés dans les points suivants: 1- Ces éléments sont classés en premier par demi-vie, afin de distinguer les plus nocifs des moins dangereux. Il existe trois types:  Catégorie des éléments a demi-vie courte: Xe135, Ru103, Rh105, Pm148 ;  Catégorie des éléments a demi-vie moyen: Xe135, Ru103, Rh105, Pm148.  Catégorie des éléments a demi-vie longue: Tc99, Cs135 / Pu239, Pu240. 2- Les matières radioactives sont également classées en deux classes, à savoir les produits de fission et les actinides, afin de distinguer les éléments nocifs résultant de la fission de ceux produits par capture électronique. 3- Le combustible irradié ne conserve que 60% de son radioactivité primaire après 24 heures. 27% après 30 jours, 6% après 12 mois et 0,6% après 10 ans. Donc, une attention particulière doit être portée au combustible, notamment lorsqu'il se trouve dans le réacteur et dans les premières années de son extraction du réacteur, afin d'éviter les risques radiologiques. Le calcul d’évolution fournit la partie principale des bases des données pour développer Le simulateur de réacteur nucléaire ITHNA.SYS. Qu’il constitue la partie principale d’un système expert en cours de développement au Centre de recherche nucléaire de Draria. Grâce à son stock de connaissances intégré dans la physique des réacteurs, ITHNA.SYS libère l’utilisateur de la complexité de la modélisation du cœur de réacteur, assurant la détermination précise et rapide des paramètres neutroniques et thermohydrauliques du réacteur de recherche NUR

MTR research reactors are the most widely used research reactors in the world. In this context, we realized a complete calculation of the consumption of nuclear fuel in NUR reactor. The follow-up of these intense and deep transformations is possible by solving an equation called the evolution equation of nuclear fuel, within this work two different Codes have been chosen in the treatment of this equation based on two different methods, WMS and ORIGEN. The first point in studying nuclear fuel is to count the new elements it contains immediately after the onset of exposure to neutron irradiation. We notice the significant difference in the isotopic ratio between the two codes, (129 + 856 by ORIGEN, 33 + 1 by WIMS) which explains why ORIGEN is better suited to the inventory of nuclides, while WIMS is better suited to the calculation of cross sections and the neutron flux necessary for the calculation of the core. In many isotopes does not have the necessary importance, either because of their very small amount, such as: Br96, Ce175, Co72, Co74, Cu67, CU80, Cu81, Ga70 and Zr90m ...... etc. Or because of its very short half-life, so that they quickly disappear from nuclear fuel like: Ag109m (40s), Po218 (3,1min)…. etc. The most important elements are : (1) the major actinides (uranium and plutonium), the isotopes to consider are the isotopes 235 to 238 for uranium and 238 to 242 for plutonium , where we clearly note the constant decrease in el ' U235 and depending on the fuel burnup. During irradiation of the fuel, neutrons are absorbed by U 238, resulting in the production of Pu239 in the fuel. And (2) the minor actinides (neptunium, americium and curium), the isotopes to be considered first are the isotopes Np 237, Am241 and Am 243 as well as Cm 242 and Cm244, where the nuclei of Cm244, Cm246, Cf252 and Cf254 are the most productive of neutrons. Isotopes belong to a large number of chemical families, namely: The Actinides, Alkali Metals, Alkaline Earth Metals, Calogens, Halogens, Lanthanides, Metalloids, Noble Gases, Non Metals, Poor Metals, and Transition Metals. This classification is of great importance especially in the reprocessing step of the fuel, and extracting rare materials which can be widely used, but particular attention must be paid to fission products of a gaseous nature (Xe and Kr) due to the risk of nuclear fuel leakage. Radioactive isotopes appear and disappear with the use of fuel, but ultimately the radioactivity of the fuel continues to increase. The results obtained for the calculation of the radioactivity of the MTR fuel element for the NUR reactor can be summarized in the following points: 1- These elements are classified first by half-life, in order to distinguish the most harmful from the least dangerous. There are three types: Category of elements with short half-life: Xe135, Ru103, Rh105, Pm148 ; Category of elements with average half-life: Xe135, Ru103, Rh105, Pm148. Category of elements with long half-life: Tc99, Cs135 / Pu239, Pu240. 2- Radioactive materials are also classified into two classes, namely fission products and actinides, in order to distinguish the harmful elements resulting from fission from those produced by electronic capture. 3- The irradiated fuel retains only 60% of its primary radioactivity after 24 hours. 27% after 30 days, 6% after 12 months and 0.6% after 10 years. Therefore, special attention must be paid to the fuel, especially when it is in the reactor and in the first years of its extraction from the reactor, in order to avoid radiological risks. The calculation of evolution provides the main part of databases to develop the ITHNA.SYS simulator that it constitutes the main part of an expert system being developed at the Draria Nuclear Research Center. Thanks to its stock of knowledge integrated in reactor physics, ITHNA.SYS frees the user from the complexity of modeling the reactor core, ensuring the precise and rapid determination of the neutron and thermohydraulic parameters of the NUR research reactor.

مفاعلات MTR هي مفاعلات البحث الأكثر استخدامًا في العالم. في هذا العمل قمنا بإجراء حسابًا كاملاً لاستهلاك الوقود النووي في مفاعل نور. يمكن متابعة هاته التحولات المكثفة والعميقة من خلال حل معادلة تسمى معادلة تطور الوقود النووي ، لقد تم اختيار برنامجين مختلفين في معالجة هذه المعادلة على أساس طريقتين مختلفتين، WMS و ORIGEN. النقطة الأولى في دراسة الوقود النووي هي إحصاء العناصر الجديدة التي يحتويها مباشرة بعد بداية التعرض للإشعاع النيوتروني. نلاحظ الاختلاف الكبير في النسبة النظيرية بين البرنامجين (129 + 856 بواسطة ORIGEN ، 33 + 1 بواسطة WIMS) وهو ما يفسر سبب ملائمة ORIGEN بشكل أفضل لجرد وحساب النويدات، بينما WIMS أكثر ملائمة لحساب المقاطع الفعالة وتدفق النيوترونات اللازمة لحساب القلب. العديد من النظائر ليس لها الأهمية اللازمة، إما بسبب قلة عددها، مثل: Br96، Ce175، Co72، Co74، Cu67، Cu80، Cu81، Ga70 و Zr90m...... إلخ أو بسببها نصف عمر قصير جدًا ، بحيث تختفي بسرعة من الوقود النووي مثل: Ag109m (40s) ، Po218 (3،1min)…. إلخ يمكن تلخيص العناصر ذات الأهمية في: (1) الأكتينيدات الرئيسية (اليورانيوم والبلوتونيوم)، والنظائر التي يجب مراعاتها هي النظائر 235 إلى 238 لليورانيوم و النظائر 238 إلى 242 للبلوتونيوم ، حيث نلاحظ بوضوح الانخفاض المستمر في كمية U235 والتي يعتمد عليها في احتراق الوقود. أثناء عملية التعرض للإشعاع، يتم امتصاص النيوترونات بواسطة اليورانيوم 238 ، مما يؤدي إلى إنتاج البلوتونيوم 238 في الوقود. و (2) الأكتينيدات الصغرى (النبتونيوم والأميرسيوم والكوريوم) ، والنظائر التي يجب أخذها في الاعتبار أولاً هي النظائر Np 237 و Am241 و Am 243 وكذلك Cm 242 و Cm244 ، حيث نوى Cm244 و Cm246 و Cf252 و Cf254 هي الأكثر إنتاجا للنيوترونات. تنتمي النظائر إلى عدد كبير من العائلات الكيميائية ، وهي: الأكتينيدات ، والمعادن القلوية ، المعادن الأرضية القلوية، الكالوجينات، الهالوجينات، اللانثانيدات، الفلزات، الغازات النبيلة، والغير المعدنية، المعادن الفقيرة، والمعادن الانتقالية. هذا التصنيف له أهمية كبيرة خاصة في مرحلة إعادة المعالجة للوقود، واستخراج المواد النادرة التي يمكن استخدامها على نطاق واسع ، ولكن يجب إيلاء اهتمام خاص لنواتج الانشطار ذات الطبيعة الغازية (Xe و Kr) بسبب المخاطر المحتملة في حالات التسرب من الوقود النووي. تظهر النظائر المشعة وتختفي مع استخدام الوقود ، ولكن في النهاية يستمر النشاط الإشعاعي للوقود في الزيادة. يمكن تلخيص النتائج التي تم الحصول عليها لحساب النشاط الإشعاعي لعنصر وقود MTR لمفاعل NUR في النقاط التالية: 1- تصنف هذه العناصر أولاً بنصف عمر ، وذلك لتمييز أخطرها من الأقل خطورة. هناك ثلاثة أنواع:  فئة العناصر ذوات أنصاف-أعمار قصيرة أبرزها: Xe135، Ru103، Rh105، Pm148؛  فئة العناصر ذوات أنصاف-أعمار متوسطة أبرزها: Xe135، Ru103، Rh105، Pm148؛  فئة العناصر ذوات أنصاف-أعمار قصيرة طويلة أبرزها: Tc99، Cs135 / Pu239، Pu240. 2- كما تصنف المواد المشعة إلى فئتين هما النواتج الانشطارية والأكتينيدات ، وذلك لتمييز العناصر الضارة الناتجة عن الانشطار عن تلك التي ينتجها الالتقاط الإلكتروني. 3- يحتفظ الوقود المشعع بنسبة 60٪ فقط من نشاطه الإشعاعي الأولي بعد 24 ساعة. 27٪ بعد 30 يومًا، 6٪ بعد 12 شهرًا و 0.6٪ بعد 10 سنوات. لذلك لابد من إيلاء اهتمام خاص للوقود، خاصة عندما يكون في المفاعل وكذا في السنوات الأولى من استخراجه من المفاعل ، وذلك لتجنب المخاطر الإشعاعية. يوفر حساب التطور الجزء الرئيسي من قواعد البيانات لتطوير محاكي ITHNA.SYS الذي يشكل الجزء الرئيسي من نظام خبير يتم تطويره في مركز Draria للبحوث النووية. بفضل مخزونه من المعرفة المدمجة في فيزياء المفاعلات، يحرر ITHNA.SYS المستخدم من تعقيد نمذجة قلب المفاعل مما يضمن التحديد الدقيق والسريع للمعلمات النيوترونية والهيدرو- حرارية لمفاعل الأبحاث نور.