L`outil COSAC et quelques cas d`application
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1. COSAC AREVA NP Bertrand CARLIER GEDEPEON 26 octobre 2010 A AREVA Sommaire 1 COSAC vue d ensemble 2 COSAC composants du code 3 COSAC statut du code 4 COSAC exemples d utilisation GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p2 AREVA COSAC Vue d ensemble Domaine d application gt COSAC simule le cycle du combustible au cours du temps d fini librement par Putilisateur en connectant des installations parametrables gt Installations disponibles mines stocks usines de fabrication et de traitement r acteurs piscines de refroidissement etc gt Donn es de sortie calcul es inventaires massiques proportions isotopiques puissance r siduelle et radiotoxicit Principe calcule les volutions isotopiques de la matiere l int rieur de chaque installation et les flux de matiere circulant entre les installations A GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p3 AREVA COSAC Vue d ensemble Scenario sch matique GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p4 AREVA COSAC Vue d ensemble Architecture COSAC comprend 3 composants COSAC Interface Homme Machine GUI Solveur math matique Kernel Donn es d entr e physiques filieres r acteur et types de combustible L IHMetle Kernel sont d velopp s en C gt Le Kernel est compl tement entour par l IHM saisie des donn es d entr e exploitation des donn es de sortie C2. D 0 0 Cm244 0 0 D A 0 0 0 0 1135 D 0 D 0 D 0 D 0 X8135 0 D 0 D 0 D 0 0 Pml147 D 0 D 0 D 0 A 0 Pm148 0 0 D D 0 0 D D EE sen o E Table 7 Autogenerate new table name Table name Table_1 ox Show GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p6 AREVA COSAC Composants du code Kernel gt A chaque pas de temps du scenario Calcul des flux de mati re volution isotopique de la mati re Possibilit de calculer la puissance r siduelle et la radiotoxicit Possibilit de calculer les bilans de masse de flux d nergie produite etc gt Approche simplifi e permettant un bon compromis La matiere et les flux sont represent s par des vecteurs Les installations sont represent es par des matrices qui agissent sur les vecteurs Les matrices sont d duites de calculs d volution externes COSAC 100 ann es de scenario sont calcul es en quelques minutes gt Utilisable en tant que code autonome pas d appel des codes ext rieurs GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p7 AREVA COSAC Composants du code Donn es d entr e physiques La physique est faite l ext rieur de COSAC flexibilit Les parametres physiques sont introduits dans les calculs COSAC par Y l interm diaire de matrices ou de fonctions 4types de matrices e Matrices d irradiation pour l volution sous flux partir de codes de neutronique externes
3. pem DEE entm ap Een Ee Varante EPP 100pcMOX Mt at Group pools Plutonium at 1975 0 2333 0 Variante EPR 100pcM X Mrt at Group ultimate storage Plutonium at 1975 0 2389 0 2 l Y Variante EPR_100pcMOX_Mrf_at_Group_Scenario_Plutonium_at_ 1976 0 2999 0 EA AMA PERS ET A PE E SE las 1 t Sets D AU 2200 SU time steps In years d Vane EPA TI ALO bl ad rra iras AM a NAAA Vaart Ern iM Mu a nsup uas sem GA _ T3780 733959701 2200 Vanante EPA ke Hid ab ug manda Ab al EE moine FER 1 Kc D Mif e bag pools AM as 1378 0 233p T Variante EPP T0DpcHEDS et et Bang Scene ANM ar EPIA COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 17 AREVA COSAC Exemples d utilisation s Scenarios symbiotiques 2009 2010 ERR UO2 REACTOR COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 18 AREVA COSAC Exemples d utilisation Scenarios symbiotiques 2009 2010 Isotopic and Families balances Mri Mrf on Group manufacturing Group reactors Group pools Group ultimate storage Group Scenario daio F Nea ch aa a a a E 3 3 5e 06 nu Pu en entreposage Pu en r acteur AAA E 6 t 430 t RS ET ne ES TS es DER Pu en 2 5e 06 2e 06 1 5e 06 Isotopic and Families balances Mri Mrt on Group_manufacturing Group_reactors Group_pools 1e 06 Group_ultimate_storage Group_Scenario 3 Se HE CEE EEE EE EEE EEE EEE EOE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EE
4. tels que APOLLO2 F CESAR I I Neutronics and i i Bateman evolution codes I equations m U MONTEBURNS ORIGEN etc e Matrices de d croissance pour l volution hors flux partir de codes r solvant les quations de Bateman hors flux e Matrice de puissance r siduelle pour la conversion d un inventaire massique en chaleur r siduelle e Matrice de radiotoxicit pour la conversion d un inventaire massique en radiotoxicit a partir de codes donnant le terme source et sa r partition nerg tique tables ICRP gt Equivalency function pour ajuster la teneur Pu dans un combustible MOX en fonction de l isotopie Pu Documentation Donn es d entr e physiques pour COSAC GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 D AREVA COSAC Composants du code Matrices d irradiation n vecteurs Eu S11 E S Code IFE d volution IS EQ Lp o E 8 Sim Ei Ein 1sotopie du combustible neuf Si1 Sim isotopie du co bustible s ep Fresh 21 Ma El gel fuel vs Irradiation matrix GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p 9 m isotopes AREVA COSAC Statut Qualit gt Validation Tests unitaires Tests de non r gression gt Qualification Benchmark avec COSI CEA Benchmark simplifi avec NFCSS AIEA gt Documentation disponible COSAC Manuel d utilisation COSAC Descriptive document Donn es d entree physiques pour COSAC
5. 000 a 0 00 a natural uranium enriched uranium SWU uranium tails spent fuel discharged Output name 0 1960 1980 2000 2020 2040 2060 2080 2100 2120 2140 2160 Year Fuel discharged 1400 2 1200 i 1000 300 000 4 800 200 000 E 600 100 000 400 200 1980 jad 2014 2051 2042 2068 Z082 2099 7116 Z27133 2150 Year 0 1960 1980 2000 2020 2040 2060 2080 2100 2120 2140 2160 Years NFCSS SFD n COSAC SFD m U B COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 13 COSAC Exemples d utilisation Cadre d utilisation de COSAC gt Utilisations uniquement internes AREVA Conseils aux clients internes Propositions d tudes aux partenaires GNEP AREVA Inc Stages d tudiants du MIT GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p14 AREVA COSAC Exemples d utilisation scenarios US stage MIT 2007 A M EE oolin Radioactive With axial fe Blankets 3 blankets BR Recycling mode 1 20E 08 300000 100 90 S 1 00E 08 250000 gt 80 2 5 2 7 800E 07 200000 s D 26 00E 07 150000 2 50 gt o 5 40 CG 4 00E 07 100000 oo E 30 2 00E 07 20 8 10 O 0 00E 00 04 With 15 MA 20 20 40 2060 2080 2100 2120 2140 2160 2180 220 e T in radial aw l Radial Axial blank
6. EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE EEE E seus A M en stockage ultime 306 H 2390 kg an 0 o 7 T qq or d E T iy 4 E f 3 C 2 Ea e H 2000 2200 2400 2600 2800 3000 A M total time steps in years A Variante_EPR_100pcM0 _Mrf_at_Group_manufacturing_Plutonium_at_ 1976 0 2999 0 4 Variante_EPR_100pcMOX_Mrf_at_Group_reactors_Plutonium_at_ 1976 0 2999 0 Prei Ea a aaa E D prune lf uar Variante EPR 100pcMOX Mt at Group pools Plutonium at 1976 0 2339 0 Variante EDD 100pcM X Mt at Group ultimate storage Plutonium at 1976 0 2333 0 o f A M f i Y Yariante_EPR_100pcMOX_Mr _at_Group_Scenario_Plutonium_at_ 1976 0 2999 0 e en suriace i 1 Gest C ENEE 10 t Te 15 5e 05 D f Y T Y T Y T Y T Y T Y T Y T v T Y T v 1 2000 2200 2400 2600 2800 3000 time steps in years A Vaste EPR 100pcMOX Mi a Group manu actumg AM at 1376 023339 0 Vanante EPR 100pcMQOX Mif sg Group reactors AM a 1197670233370 Vaate Ern T DpCMUX Md s Group pook AM a 1376 0 2998 0 Varie EPR T0DpcMUX Mil t Group ulmale dom AM sg 1376 0 2383 U y Vansr e E PR ke Ma d Giap Scenina AM a NDEM 25M COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 19 AREVA COSAC Exemples d utilisation Scenarios HFC stage MIT 2010 Reactor evolution of Electrical power MWe Isotopic and Families balances Mi Mf on CORPER rs UN Plutonium contenu dans les C U c JJ Electrical power im Me Je S
7. Fi 2000 AE 2100 2150 220 0 2300 zz time steps in years 2000 2050 200 2150 2200 2250 290 2380 2400 time steps In years AR FER eau MI a combi reet duel voam Pluton a 2002 5 2390 71 Isotopic and Families balances Mi Mf on combined spent fuel storage Isotopic and Families balances Mi Mf on MIME 1 Ressource U nat kg ER EET EE lg E EE AAA gl time steps in years dl Aa LL i f vit D d de HFC FER equ beum MI si combwesd spent ad rage Mncuietrader ab LD 3501 AU nd 100 419 Z Z oan time steps In years a HFC PRP een MI a Ka 1 Lransum a 2002 5 2350 1 COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 20 AREVA COSAC Conclusions gt Flexibilit facilit pour int grer de nouveaux scenarios et de nouvelles fili res de r acteurs combustible gt Autonome pas d appel direct des codes ext rieurs gt Simplicit physique prise en compte par l interm diaire de matrices gt Rapidite scenario execute en quelques minutes pour une centaine d ann es gt Convivial prise en main de l outil et mise au point d un sc nario facilit es par l IHM COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 21 AREVA
8. Mri Mrf on Group manufacturing Group reactors Group pools Group ultimate storage Group Scenario ETTET d mes e Daten r acteur Du nrentreposage Mbe de gue 40 bee RS M M M M MM MM MM eMe MMM Du en stockage ultime Pu en traitement fabrication 1120 kg an Pu total AAA e e e e e e e e e e mm elle EE RR NR EE ess mm m mm mm mm ms sbb a mm wm mm mm mm mm mm mm mm mm mm allem mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm dl zm mm mm mm mm mm mm zm mm zm mm zm mm zm vele em mm mm mm mm ms a zm mm zm mm mm mm mm mm mm mm mm mm zm mm ms mm zm mm zm ms be ms mm ms mm zm mm AR bm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm mm ms d sm wm zm mm zm mm zm mm zm mm zm Isotopic and Families balances Mri Mrf on Group manufacturing Group reactors Group pools Group ultimate storage Group Scenario 35805 i i A M en stockage ultime 30406 250406 3 2000 2200 2400 2600 2800 3000 time steps in years A Variante EPR 100pcMOX Mrf at Group manufacturing Plutonium at 1975 0 2399 0 4 Variante_EPR_100pcMOX_Mrf_at_Group_reactors_Plutonium_at_ 1976 0 2999 0 21406 nal
9. Note de benchmark COSAC COSI GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p10 AREVA COSAC Statut Postes d incertitude sur les r sultats gt Sch mas neutroniques de calcul utilis s pour g n rer les matrices gt Liste tronqu e d isotopes g r s par les matrices Matrices d irradiation Domaine de validit Historique de puissance Dispersion des burnup la d charge Matrices de d croissance choix de la demi vie associ e Matrices de radiotoxicit choix du d coupage nerg tique GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 pit AREVA Scenario 3 B PWR UOX BPWR MOX OFR 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 time y Annee GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 OH SZ os x EI gt P E 150 3 Ax Le i i SI COSAC Statut Benchmark de nan at iain avec COSI DD Fuel REP MOX manufactured AN HET Wil Canet HEU PAL nme n OI p 12 AREVA COSAC Statut Benchmark avec NFCSS NFCSS COSAC output comparison 59 8 GWe PWR fleet UOX fuel 4 2 50 GWd t EINFCSS BCOSAC 6000 Fuel loaded in the core Output value 10000 00 9000 00 e ka 5000 Q 8000 00 es 7000 00 4000 E ge 6000 00 e 5000 00 Qa n KE 4000 00 Q 2 3000 00 E A E m ge d 2000 00 a EN i a 1000 00 a 1
10. ets 90 Mass of heavy metal in interim storage MA oaded cores and axial blankets 8 280000 T 1 60E amp 08 4 450000 90 am o 1 40E 08 400000 80 1 008 08 x T 250000 ga 1 800E 07 S 1205408 LE A Lamm ee Ba 5 300000 2 260 60007 5 1 00E 08 E 2 t 150000 B E 250000 50 eon 200000 5 40 a omo B a E i 2 6 00E 07 sl 5 amp 20507 aun e m 150000 g 30 QE 0 T T T T T T T T T T T T E T T T T s 4 00E 07 100000 E 20 E 2000 2020 2080 2100 2120 2140 2160 2180 2200 2060 280 2100 2120 20 2160 2180 200 20 20 280 28 5 a 2 00E 07 50000 10 Year UPU Rda Ze 0 00E 00 0 0 MA Aid 2000 2020 2040 2030 2080 2100 2120 2140 2160 2180 2200 2080 2100 2120 2140 2160 2180 Year Year U Pu With MA loaded in core MA With axial blankets With 5 MA in the core A COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 15 AREVA COSAC Exemples d utilisation i Scenarios symbiotiques 2009 2010 COSAC Bertrand Carlier 19 novembre 2010 p 16 AREVA 4e 06 3 5e 06 3e 16 2 5e 16 D 2e406 1 5e 06 1e 06 5e 05 COSAC Exemples d utilisation Scenarios symbiotiques 2009 2010 Isotopic and Families balances
11. haque composant est g r de facon ind pendante et est associ un num ro de version gt Le Kernel et l IHM sont compiles sur Windows XP et Linux Suse 9 GEDEPEON B Carlier 26 octobre 2010 p5 AREVA EE E Lg ENS d LLITN ELLES eee M Edi Reactor Lu fait Manulaciuring Reprocessing plant Scenario i E l al N ame EPR Edit Equiivalence function Facility Type Other Electrical power in MWe 1000 Name ETA I Name matrice decroissance 0000000000 External file ao aa aaa E Decay period ln 1 1 Month Thermal power in MWth 3000 Service lifetime 300 Fuel management data Discharge burn up in MWd t 45000 Number of irradiation regions 54 Cycle length in month Scenario gt Matrix elements le Hy columns g a nace 11239 Pu242 Np237 Am241 Am242m Am243 Cm242 Load factor in fraction 1 i lu23a 90 0 0 nn 3 od 1 00 od nog Irradiation matrix MATRIX 1 U235 A d A d ai U236 0 0 0 0 0 0 0 Decay power vector empty U238 D 0 0 0 0 0 0 Non proliferation matrix empty 2 2 d d d a Pu239 1 0 0 D 0 D 0 Radiotoxicity empty Pu240 0 1 D D 0 0 0 I Pu241 0 0 0 0 0 0 0 Evolution of the reactor park l Ipu242 0 0 1 D 0 0 0 Number of active reactors at given date of active reactors at Ee data Am241 0 D 0 0 1 0 O Am242m 0 0 D O 0 0 0 995 0 2 Am243 0 0 0 0 0 0 0 1 Cm242 0 0 D 0 D A 0 0 Cm243 D 0 A 0
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