Mandats et structures de l'AEN


Groupe de travail sur les aspects scientifiques des réacteurs (WPRS)

Président(s) : Kostadin IVANOV, États-Unis
Secrétaire :  Ian HILL
(ian.hill@oecd-nea.org)
Vice-Président(s) : Hakim FERROUKHI, Suisse
Membre(s) :Tous les pays membres de l'AEN*
Russie (Suspendue*)
*La Fédération de Russie a été suspendue en vertu d'une décision du Conseil de l'OCDE.
Participant(s) à part entière : Commission européenne
En vertu des Statuts de l'AEN
Observateur(s)(Organisation Internationale) : Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA)
Par accord
Date de création :30 juin 2004
Fin de mandat :30 juin 2019

Mandat (Document(s) de référence) :

  • Approuvé à la 15e session du Comité des sciences nucléaires en juin 2004 [NEA/SEN/NSC(2004)3].
  • Prorogé à la 21e session du Comité des sciences nucléaires en juin 2010 [NEA/SEN/NSC(2010)3]
  • Mandat révisé à la 9e réunion du Groupe de travail sur les aspects scientifiques des réacteurs [NEA/SEN/NSC/WPRS(2012)7]
  • Mandat prolongé et révisé à la 24e réunion du Comité des sciences nucléaires en juin 2013 [NEA/SEN/NSC(2013)2]
  • Mandat prolongé et révisé à la 27e réunion du Comité des sciences nucléaires en juin 2016 [NEA/SEN/NSC(2016)2]

Mandat (Extrait) :

Extrait du document NEA/SEN/NSC(2016)2

Mission

Sous la direction du Comité des sciences nucléaires (CSN), le Groupe travaille sur la physique des réacteurs, le transport des rayonnements, la dosimétrie et le comportement du combustible des systèmes nucléaires actuels et futurs. Dans ce cadre, il étudie la modélisation des systèmes de réacteurs ainsi que les incertitudes liées à ces analyses.

Objectifs

  • Fournir aux pays membres des informations à jour de façon à préserver les connaissances et à parvenir à un consensus concernant la physique des réacteurs, la thermohydraulique, le transport des rayonnements et la dosimétrie, le comportement du combustible et la dynamique des systèmes nucléaires, afin de constituer une base d’informations techniques pour l’évaluation du fonctionnement et de la sûreté des systèmes.
  • Conseiller la communauté nucléaire sur les progrès à accomplir pour que soient remplies les conditions (données et méthodes, expériences de validation, études de scénarios) indispensables à l’évaluation des systèmes de réacteurs.
  • Fournir des informations sur les incertitudes liées à la modélisation du fonctionnement et de la sûreté des systèmes de réacteurs, y compris lors d’analyses multiphysiques.

Les aspects suivants de la physique des réacteurs seront étudiés :

  • caractéristiques de la réactivité ;
  • distributions de puissance/flux du cœur ;
  • cinétique du cœur et contrôle de la réactivité ;
  • inventaires de combustible ;
  • coefficients de réactivité ;
  • sûreté et dynamique des systèmes.

Les travaux sur le transport des rayonnements et la dosimétrie porteront sur les cuves et les internes des réacteurs ainsi que les installations d’irradiation.

Les filières de réacteurs étudiées incluent, sans s’y limiter :

  • les réacteurs à eau ordinaire ou à eau lourde de la génération actuelle fonctionnant avec des combustibles avancés ou innovants ainsi que les réacteurs à eau ordinaire ou à eau lourde évolutifs ou innovants ;
  • les nouveaux réacteurs (systèmes de quatrième génération) ;
  • les systèmes hybrides (sous-critiques) et les systèmes critiques utilisés pour la transmutation des déchets.

Le Groupe de travail entretiendra des relations étroites avec d’autres Groupes de l’AEN, en particulier ceux que chapeautent le NDC et le CSIN, pour veiller à la complémentarité des différents programmes de travail, prodiguer conseils et assistance si nécessaire et, le cas échéant, entreprendre des travaux en commun. Il travaillera main dans la main avec le Groupe de travail du CSN sur les aspects scientifiques du cycle du combustible (WPFC).

Résultats attendus

  • Rapports de synthèse sur l’état actuel des bases de données d’expériences IFPE, IRPhE et SINBAD, y compris liste des évaluations à effectuer en priorité et examen des spécifications possibles des outils de recherche dans les bases de données.
  • Rapport sur le comportement naturel du réacteur rapide au sodium (RNR-Na) lors de transitoires non protégés en fonction de la nature du combustible et de la taille du cœur.
  • Rapport sur les codes et méthodes de calcul 3D du transport des rayonnements.
  • Rapport sur le benchmark consacré à l’épuisement du MOX.
  • Rapport final sur le benchmark relatif à un transitoire de refroidissement dans la tranche 3 de la centrale de Kalinine.
  • Analyse des incertitudes de modélisation :
    • Résultats de la phase I (neutronique du cœur).
    • spécifications et résultats : phase II (thermohydraulique du cœur) ;
    • spécifications et résultats : phase III (couplage thermohydraulique du système/cinétique 3D du cœur).
  • Rapport final sur le benchmark consacré à la stabilité du réacteur Oskarshamn-2.
  • Benchmarks sur le MHTGR-350 :
    • spécifications et résultats : phase I (régime stationnaire) ;
    • spécifications et résultats : phase II (régime transitoire) ;
    • spécificationset résultats : phase III (épuisement).
  • Rapport sur les besoins de données expérimentales pour la modélisation du comportement du combustible.
  • Spécifications provisoires pour un benchmark sur les interactions mécaniques combustible-gaine (PCMI).
  • Rapport final sur le benchmark PCMI.
  • Benchmark sur l’analyse couplée neutronique/thermohydraulique des transitoires dans des cœurs de réacteurs de conception PMBR 400.
  • Actes de SATIF.
  • Projet d’évaluations IRPhE pour le cœur de VENUS-17.
  • Proposition d’étude des techniques de mesure et de l’analyse de la déconvolution du spectre.
  • Spécifications d’un benchmark déterministe et intégrant la dimension de temps sur le transport des neutrons C5-G7-TD sans homogénéisation spatiale.
  • Spécifications d’un benchmark visant à étudier les transitoires dans les réacteurs rapides au sodium.
  • Synthèses des résultats UAM-SFR et Recommandations pour l’achèvement du procédé BEPU.
  • Rapport final sur les essais sur des maillages fins en taille réelle d’un assemblage du REB NUPEC (PSBT).