Le Centre nucléaire national du Kazakhstan présente des méthodes de modélisation informatique pour la sûreté des réacteurs

Le Centre nucléaire national de la République du Kazakhstan (NNC RK) a récemment présenté les méthodes modernes de modélisation informatique qu'il utilise pour la justification de la sûreté des installations de réacteurs. Arthur Suraev, chercheur principal au laboratoire de la branche de l'Institut de l'énergie atomique du Centre, a indiqué que les modèles de calcul à haute précision sont devenus des outils essentiels pour évaluer les conditions de fonctionnement normal des réacteurs, les accidents de dimensionnement et les situations d'accidents au-delà du dimensionnement.

Suraev a expliqué que la modélisation informatique permet d'évaluer préalablement les processus de neutronique, de thermohydraulique et de réponse structurelle à l'intérieur du réacteur avant de réaliser des expériences complexes et coûteuses. En analysant les processus physiques interdépendants, les chercheurs peuvent identifier les changements potentiels dès les phases de conception et de recherche, et optimiser en conséquence les solutions techniques liées à la sûreté.

Actuellement, le NNC RK utilise des logiciels sous licence tels que MCNP6.3 et ANSYS Academic Research pour le support calculatoire des expériences sur réacteurs. MCNP6.3, basé sur la méthode de Monte Carlo et des bibliothèques de données nucléaires à énergie continue, permet de simuler les processus de transport des neutrons et des quanta gamma dans des géométries tridimensionnelles complexes, et sert au calcul du facteur de multiplication des neutrons, de la distribution spatiale du flux neutronique, de l'échauffement radiologique et de la libération d'énergie locale dans le combustible nucléaire.

ANSYS est principalement utilisé pour la simulation des processus physiques macroscopiques : calcul de l'écoulement du caloporteur, analyse des écoulements monophasiques et diphasiques, détermination des distributions de température, et évaluation des contraintes thermiques et de la résistance mécanique des éléments combustibles et des assemblages combustibles dans différents régimes de fonctionnement. Ce logiciel est capable de refléter le comportement des structures du réacteur sous l'effet des charges thermiques et mécaniques.

Le couplage des deux types de logiciels permet d'améliorer la précision des calculs. En règle générale, MCNP calcule d'abord la distribution de la libération d'énergie dans le cœur, puis les données sont transmises à ANSYS pour le calcul du champ de température ; ensuite, les informations de température mises à jour sont renvoyées à MCNP pour les calculs ultérieurs prenant en compte les effets de rétroaction de température. Grâce à cet échange de données, les chercheurs peuvent établir un modèle de jumeau numérique haute précision du cœur et prédire de manière plus fiable le comportement du combustible nucléaire en fonctionnement normal et en conditions d'accident.

Suraev a également souligné que les méthodes de calcul ne peuvent pas être dissociées de la validation expérimentale. Le NNC RK utilise les réacteurs de recherche IVG.1M et IGR, ainsi que des installations expérimentales hors-pile spécialisées, pour valider les modèles de calcul. Les résultats expérimentaux servent à corriger les modèles mathématiques, améliorant ainsi la précision et la crédibilité des résultats de calcul.

Les méthodes de calcul validées peuvent être utilisées pour analyser les performances des éléments combustibles et des assemblages combustibles des réacteurs de puissance tels que les VVER et les REP, y compris l'évaluation des limites de maintien de l'intégrité des gaines des éléments combustibles en conditions d'accident, la simulation des processus de dégradation et de fusion du combustible, l'étude des interactions entre le combustible et les matériaux de structure, ainsi que la prédiction des performances des combustibles tolérants aux accidents de nouvelle génération.

Le NNC RK estime que la combinaison de la modélisation informatique moderne et des plateformes expérimentales peut former un système scientifique et technique pour la justification de la sûreté des installations de réacteurs, contribuant à améliorer la fiabilité des calculs, à réduire les risques d'exploitation et à soutenir le développement et l'amélioration des technologies de réacteurs.