9 ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 1 – 5 Décembre 2003

9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 1 – 5 Décembre 2003

ANALYSE D’ACTIVATIONDU GRAPHITE DU REACTEUR DE TYPE

RBMK-1500

D. Ancius, M. Cometto, D. Ridikas

DSM/DAPNIA CEA Saclay, F-91191, Gif-sur-Yvette, France,[email protected]


Problème des déchets nucléaires

Étude d’activation de l’empilement et des réflecteurs du RBMK-1500

Résultats

Conclusions

9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 30 Novembre – 5 Décembre 2003

Introduction

9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 30 1 – 5 Décembre 2003

Introduction

Suite à l’intégration à l’UE la centrale d’Ignalina doit être fermée

Ignalina-1 – avant 2005

Ignalina-2 – 2009 ? ( à décider à 2004)

Stratégie du démantèlement – démantèlement immédiat après une courte période (10 – 25 ans) de décroissance

Quantités et sortes des déchets radioactifs – à définir !

Stratégie de gestion des déchets après démantèlement


Dossier technique du RBMK-1500

Type bouillant Puissance, MW: Coeur, m: Thermique 4250

hauteur 7 Combustible diamètre 11.8 Nombre des canaux de combustible: 1661

réflecteur en graphite, m: Composition chimique U2O supérieur/inférieur 0.5 Enrichissement 235U, % 2.0 circulaire 0.88 Taux de combustion, MW*jour/kgU 21.6

21m

25m

14m

7m



Schéma de calcul

Géométrie &Matériaux

Composition des matériaux(impuretés)

Données Nucléaires

MCNPX(LANL)

CINDER(LANL)

Distribution de flux

Activation de matériaux

Seuils d’activitéPour démantèlement

Historique d’irradiationet de décroissance

Données Nucléaires



Modèle MCNPX du réacteur

zone active (canaux du combustible) et modérateur

Zone du réflecteur où le flux est le plus

thermalisé réflecteurs supérieur et inférieur

réflecteur circulaire

l’assemblage du combustible avec 18 crayons d’U2O

Modérateur: 3 assemblages de combustible,

1 barre de contrôle et

des anneaux en graphite


Résultats

Le spectre énergétique des neutrons

1.0E-5

1.0E-4

1.0E-3

1.0E-2

1.0E-1

1.0E+0

1.0E-9 1.0E-8 1.0E-7 1.0E-6 1.0E-5 1.0E-4 1.0E-3 1.0E-2 1.0E-1 1.0E+0 1.0E+1

Energie, MeV

Ph

i (u

)/D

elt

a u

anneaux en graphite

modérateur

réflecteurs supérieur et inférieur


spectre le plus thérmalisé

3 2 1


Résultats

Taux de réaction

Energie Réaction Thermique

(57.26%) Epithermique

(30.87%) Rapide

(11.88%) Li 6 (n, α) → Tritium 97.4% 2.6% 0.0% C 13 (n, γ) → C 14 95.9% 3.1% 1.0% N 14 (n, p) → C 14 96.9% 2.6% 0.5% Cl 35 (n, γ) → Cl 36 97.7% 2.3% 0.0% Fe 54 (n, γ) → Fe 55 96.6% 3.3% 0.1% Co 59 (n, γ) → Co 60 85.5% 14.5% 0.0% Ni 62 (n, γ) → Ni 63 97.7% 2.3% 0.0% Cs 133 (n, γ) → Cs 134 48.4% 51.6% 0.1% Eu 151 (n, γ) → Eu 152 98.3% 1.6% 0.0% Eu 153 (n, γ) → Eu 154 67.3% 32.7% 0.0%


Résultats

Incertitudes de données nucléaires

Energie thermique Energie epithermique et rapide Réaction JEF JENDL CINDER’

90 JEF JENDL CINDER’

90 Li 6 (n, α) → Tritium -0.164% 0.106% -1.143% -0.056% 0.150% -1.483% C 13 (n, γ) → C 14 - - -32.40% - - -78.10% N 14 (n, p) → C 14 -0.558% -2.996% 94.48% -2.014% -5.317% 90.94% Cl 35 (n, γ) → Cl 36 - Ref. -0.731% - Ref. 2.879% Fe 54 (n, γ) → Fe 55 14.80% -4.17% -0.441% 15.88% 16.79% -0.585% Co 59 (n, γ) → Co 60 -0.154% 0.110% -54.20% -0.497% -0.356% -54.07% Ni 62 (n, γ) → Ni 63 -0.177% -1.206% 0.013% -0.076% 23.08% -0.403% Cs 133 (n, γ) → Cs 134 -1.706% -1.815% 1.675% 14.53% 3.424% 1.691% Eu 151 (n, γ) → Eu 152 -0.188% 0.320% -31.67% -0.292% -14.53% -34.89% Eu 153 (n, γ) → Eu 154 -9.225% 7.959% -0.764% -2.735% -6.050% -0.417%

(Par rapport au ENDF/B-VI)


Résultats

Le flux de neutrons

1.0E+12

5.1E+13

1.0E+14

1.5E+14

2.0E+14

2.5E+14

3.0E+14

3.5E+14

4.0E+14

0 100 200 300 400 500 600 700

Distance radiale, cm

Flux

, n/c

m2*

s

un quart de la zone active avec barres de contrôle

sans barres de contrôle approximation


zone active

plateau


Résultats

Distribution radiale de l’activité

0.0E+0

2.0E+5

4.0E+5

6.0E+5

8.0E+5

1.0E+6

1.2E+6

1.4E+6

0 100 200 300 400 500 600 700 800


Act

ivité

, Bq/

g

3 ans après arrêt

30 ans après arrêt



Résultats

Les isotopes produits

1.0E-1

1.0E+0

1.0E+1

1.0E+2

1.0E+3

1.0E+4

1.0E+5

1.0E+6

1.0E+7

1.0E+8

1 10 100 1000 10000 100000

Temps après arrêt, ans

Act

ivité

, Bq/

g

██████

Total

C-14

Fe-55

H-3Co-60

Ni-63

Cl-36

Ca-41Cs-134

Cs-137

Sr-90 and Y-90

Eu-154

Cm-244

Pu-241

Am-241

Pu-240

seuils d'exemption

Pu-238, Pu-240, Am-241

Co-60, Cs-134, Cs-137, Eu-154, Cm-244

Pu-241

Y-90, Eu-155Sr-90

C-14, Fe-55, Cl-36, Nb-93m

H-3

Pu-238

Ni-63

Eu-155



Impuretés Impureté Concentration,

ppm Impureté Concentration,

ppm Impureté

Concentration,

ppm

Li 0.004 – 0.05 Ni 0.39 La 0.15 Be 0.02 Cu 0.1 Ce 0.269 B 0.05 Zn 0.02 Pr 0.08 N 0.5 – 70 Ga 0.01 Nd 0.11 O 40 - 197.5 Ge 9 Sm 0.0213 Na 4.64 As 0.011 Eu 0.0026 Mg 7 Se 0.003 Tb 0.0027 Al 9.2 Br 0.025 Dy 0.0032 Si 1 Rb 0.008 Ho 0.0094 P 0.5 Sr 0.96 Er 0.0053 S 5 - 52 Zr 1 Tm 0.0056 Cl 7.6 Mo 0.17 Yb 0.014 Ar 0.14 Ru 0.07 Lu 0.0015 K 1.9 Ag 0.003 Hf 0.0058

Ca 51.9 Cd 0.015 Ta 0.0019 Sc 0.05 In 0.003 W 0.047 Ti 17.4 Sn 0.15 Re 0.0019 V 17.4 Sb 0.004 Au 0.00022 Cr 0.599 Te 0.014 Hg 0.00062 Mn 0.584 I 0.04 Th 0.0079 Fe 18.7 Cs 0.0016 U 0.016 Co 0.019 Ba 2.01

spectroscopie de masse étude bibliographique l’analyse d’activation


Résultats

Incertitudes sur les impuretés

1.0E+3

1.0E+4

1.0E+5

1 10 100

Temps après arrêt (ans)

Act

ivit

é (B

q/g)

RBMK

SLA

BUGEY

C 14

Tritium

Co 60

Total

Impuretés et réaction nucléaire Graphite Li

6Li(n,a)→Tritium N

14N(n,p)→14C Co

59Co(n,g)→60Co RBMK 0.05* 35.25 0.019 Bugey 0.013 200 3

Saint Laurent 0.1 51.4 0.012 * valeur maximale


Conclusions

Le schéma de calcul créé permet d’évaluer la distribution spatiale des isotopes activés

Les réactions nucléaires principales sont produites par les neutrons thermiques

Les principaux isotopes radioactifs - 3H et 14C

L’incertitude dominante du calcul est liée au manque de connaissances sur la composition chimique du graphite

Les différences entre les bibliothèques des données nucléaires peuvent créer des incertitudes sur l’activation de certains isotopes

… à faire…


A faire: validation par les mesures bien sélectionnés Distribution radiale de l’activité

0.0E+0

2.0E+5

4.0E+5

6.0E+5

8.0E+5

1.0E+6

1.2E+6

1.4E+6

0 100 200 300 400 500 600 700 800


Act

ivit

é, B

q/g

3 ans après arrêt



Documents

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