11 - Évolution isotopique : méthodes et codes de calcul
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change en niveau (exemple de l’historique de puissance du réacteur), mais son spectre en
énergie reste sensiblement le même. Sur le plan pratique, la démarche consiste alors à ne
réaliser qu’un seul calcul de propagation de neutrons que l’on considère comme représentatif, du point de vue du spectre en énergie, de toute la période d’irradiation. C’est dans le
traitement des équations d’évolution que l’on fera intervenir l’historique d’irradiation et
donc les changements du niveau de flux au cours du temps.
– les études relatives au combustible : la transmutation du combustible nucléaire sous flux
neutronique modifie de manière importante sa composition isotopique et par conséquent
ses propriétés neutroniques. Le flux doit donc être recalculé au cours du temps ce qui
implique une résolution « simultanée » des équations du transport de neutrons et d’évolution temporelle isotopique du combustible. À cette fin on définit une grille de pas de temps
ou de fluence ou encore de taux de combustion suffisamment fine.
11.3. Codes de calcul
De nombreux codes de calcul résolvant les équations d’évolution existent dans le monde.
Le tableau 11.1 rassemble les noms de quelques-uns d’entre eux :
Ces codes de calcul sont en général dédiés aux études portant sur l’ensemble du cycle du
combustible (« en réacteur » et « hors réacteur » : fabrication, gestion dans le réacteur,
stockage en piscine, transport, retraitement, recyclage, stockage géologique) ainsi qu’aux
Tableau 11.1. Codes de calcul pour résoudre les équations d’évolution.
Nom du code
Origine
Références
CESAR
France
Grouiller et al., 1998
CINDER
États-Unis
CINDER, Depletion and Decay Chain Calculation for Fission Products in Thermal Reactors
http://www.nea.fr/abs/html/nesc0313.html
DARWINPEPIN2
France
Tsilanizara et al., 2000
FAKIR
France
Huynh et al., 1998
FISPACT
UK
The European Activation System (EASY)
http://www.nea.fr/abs/html/nea-1564.html
FISPIN
UK
FISPIN, Isotope Buildup and Isotope Decay for Actinides,
Fission Products, Structure Materials
http://www.nea.fr/abs/html/nea-0706.html
CHAIN
Japon
DCHAIN - Code for Analysis of Buildup and Decay of Nuclides
http://www.nea.fr/abs/html/nea-0664.html
KORIGEN
Allemagne
KORIGEN, Isotope Inventory, Radiation Heat from PWR
Burnup
http://www.nea.fr/abs/html/nea-1001.html
ORIGEN
États-Unis
ORIGEN-2.2, Isotope Generation and Depletion Code
Matrix Exponential Method
http://www.nea.fr/abs/html/ccc-0371.html
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change en niveau (exemple de l’historique de puissance du réacteur), mais son spectre en
énergie reste sensiblement le même. Sur le plan pratique, la démarche consiste alors à ne
réaliser qu’un seul calcul de propagation de neutrons que l’on considère comme représentatif, du point de vue du spectre en énergie, de toute la période d’irradiation. C’est dans le
traitement des équations d’évolution que l’on fera intervenir l’historique d’irradiation et
donc les changements du niveau de flux au cours du temps.
– les études relatives au combustible : la transmutation du combustible nucléaire sous flux
neutronique modifie de manière importante sa composition isotopique et par conséquent
ses propriétés neutroniques. Le flux doit donc être recalculé au cours du temps ce qui
implique une résolution « simultanée » des équations du transport de neutrons et d’évolution temporelle isotopique du combustible. À cette fin on définit une grille de pas de temps
ou de fluence ou encore de taux de combustion suffisamment fine.
11.3. Codes de calcul
De nombreux codes de calcul résolvant les équations d’évolution existent dans le monde.
Le tableau 11.1 rassemble les noms de quelques-uns d’entre eux :
Ces codes de calcul sont en général dédiés aux études portant sur l’ensemble du cycle du
combustible (« en réacteur » et « hors réacteur » : fabrication, gestion dans le réacteur,
stockage en piscine, transport, retraitement, recyclage, stockage géologique) ainsi qu’aux
Tableau 11.1. Codes de calcul pour résoudre les équations d’évolution.
Nom du code
Origine
Références
CESAR
France
Grouiller et al., 1998
CINDER
États-Unis
CINDER, Depletion and Decay Chain Calculation for Fission Products in Thermal Reactors
http://www.nea.fr/abs/html/nesc0313.html
DARWINPEPIN2
France
Tsilanizara et al., 2000
FAKIR
France
Huynh et al., 1998
FISPACT
UK
The European Activation System (EASY)
http://www.nea.fr/abs/html/nea-1564.html
FISPIN
UK
FISPIN, Isotope Buildup and Isotope Decay for Actinides,
Fission Products, Structure Materials
http://www.nea.fr/abs/html/nea-0706.html
CHAIN
Japon
DCHAIN - Code for Analysis of Buildup and Decay of Nuclides
http://www.nea.fr/abs/html/nea-0664.html
KORIGEN
Allemagne
KORIGEN, Isotope Inventory, Radiation Heat from PWR
Burnup
http://www.nea.fr/abs/html/nea-1001.html
ORIGEN
États-Unis
ORIGEN-2.2, Isotope Generation and Depletion Code
Matrix Exponential Method
http://www.nea.fr/abs/html/ccc-0371.html