Le programme Mirte

Dernière mise à jour en mai 2015

Le programme Mirte (Matériaux en Interaction et Réflexion Toutes Epaisseurs) est un programme expérimental destiné à étudier l’influence sur le risque de criticité de certains matériaux de structure disposés autour et entre des éléments de matière fissile. Les résultats expérimentaux obtenus participent à la validation du calcul de ces matériaux par les logiciels de criticité. Le programme, qui comprend un total de 115 expériences a été réalisé en deux temps : les expériences de Mirte 1 initiées en 2008 se sont achevées en 2010 ; celles de Mirte 2 ont démarré en janvier 2011 et se sont achevées en décembre 2013.

L’IRSN, de par sa mission principale d’amélioration de la sûreté, cherche à s’assurer de la fiabilité des marges de sûreté déterminées par le calcul, pour tous types de configurations et, en particulier pour celles contenant des matériaux de structure. En effet, depuis plusieurs années, les calculs réalisés dans le cadre des dossiers de justification de la sous-criticité des installations nucléaires de base et des colis de transport considèrent des configurations de plus en plus réalistes, en modélisant notamment les matériaux présents autour de la matière fissile. Ces derniers sont dans certains cas, de par leur absorption des neutrons, déterminants pour garantir la sous-criticité dans la mesure où ils diminuent la réactivité. Il est par conséquent indispensable de disposer d’une qualification de ces matériaux pour bien estimer les marges de sûreté.

Le risque de criticité est évalué à l’aide de logiciels qui estiment le coefficient de multiplication effectif des neutrons (k_eff), c’est-à-dire le rapport du nombre de neutrons produits sur le nombre de neutrons perdus dans le système. Le programme Mirte a pour objectif d’évaluer les écarts (biais de calcul) entre les k_eff calculés par les logiciels de criticité et les k_eff expérimentaux pour les différentes configurations mettant en œuvre des matériaux de structure. En fonction de la valeur de ces écarts, un biais de calcul pourra être considéré dans les marges de sûreté.

Le programme Mirte, réalisé dans l’appareillage B du CEA de Valduc, a été lancé en 2005 par l’IRSN et a évolué en 2007 en une collaboration internationale incluant le groupe Areva, l’Andra et le Département de l’énergie américain (DOE). Les expériences, à proprement parlé, ont débuté en 2008 et le programme est entré dans sa deuxième phase en janvier 2011 avec Mirte 2 impliquant les partenaires industriels français Areva et l’Andra.

Le programme a été réalisé en deux temps : Mirte 1 suivi de Mirte 2. Mirte 1 a consisté en 43 expériences réalisées entre fin 2008 et juin 2010. L’effet de neuf matériaux - l’aluminium, le cuivre, le fer, le nickel, le plomb, le zircaloy, le titane, le verre (SiO2) et le béton avec différentes teneurs en eau (3, 6 et 9 %) – a été testé et, pour chaque configuration, une expérience de référence sans matériau a été effectuée.

Mirte 2, qui a permis de tester d’autres matériaux, a consisté en 73 expériences réalisées entre janvier 2011 et décembre 2013. Mirte 2 a été structuré en trois phases : Mirte 2.1, pour améliorer la précision de certaines des expériences de Mirte 1 et comprendre les écarts observés avec les logiciels de calcul de criticité, Mirte 2.2 pour tester de nouveaux matériaux dans les mêmes configurations que Mirte 1, et Mirte 2.3 mettant en œuvre de nouvelles configurations avec des sur-gaines de fer ou de cuivre afin d’optimiser le retour d’expérience sur les données nucléaires en augmentant la sensibilité du k_eff à ces données.

La configuration expérimentale est constituée d’une structure de support en acier inoxydable (voir Figure 1) contenant des réseaux de crayons et les matériaux de structure à tester interagissant avec eux. Une aiguille de mesure qui suit la montée du niveau d’eau présente dans le cœur du réacteur est installée au sein de cette structure. Elle permet de suivre l’avancée de l’approche sous-critique et de déterminer quand la criticité va être atteinte. Pour chaque mesure du niveau d’eau, la population neutronique est déterminée par au moins trois compteurs BF₃. L’inverse du taux de comptage neutronique en fonction de la hauteur d’eau est extrapolé à zéro, ce qui détermine la hauteur critique d’eau. Les matériaux choisis sont testés sous forme d’écrans de différentes épaisseurs et les conditions expérimentales ont été déterminées afin d’aboutir à une incertitude expérimentale globale inférieure à 0,2 %. 

Figure 1. Structure expérimentale utilisée pour le programme Mirte © IRSN

La configuration expérimentale a été conçue pour permettre des modifications et des remplacements aisés des matériaux en place (voir Figure 2 pour les programmes Mirte 1, Mirte 2.1 et Mirte 2.2, voir Figure 3 pour le programme Mirte 2.3).

Figure 2. Vues schématiques de l'installation expérimentale (Mirte 1, Mirte 2.1, Mirte 2.2) © IRSN

Figure 3. Vues schématiques de l'installation expérimentale (Mirte 2.3) © IRSN

Les crayons de combustible utilisés dans les expériences Mirte sont les crayons d’UO₂ disponibles dans l’appareillage B du CEA Valduc. Leurs caractéristiques dimensionnelles et chimiques sont donc bien connues ;  la colonne combustible mesurant 90 cm de haut est constituée d’un empilement de pastilles de 1,495 cm de hauteur, composées d’uranium faiblement enrichi en 235U et gainées de Zircaloy-4. Chaque pastille de combustible a un rayon de 0,395 cm et est entourée d’une gaine de rayon externe égal à 0,475 cm et d’épaisseur égale à 0,057 cm.

Les expériences ont consisté en une approche sous-critique par montée progressive du niveau d’eau (modérateur et réflecteur) dans la cuve de l’appareillage B. L’expérience s’arrêtait lorsque le facteur de multiplication effectif obtenu était égal à (1,00000 – ß/10), où ß représentait la proportion de neutrons retardés. Pour ce type de réseau de crayons, ß était de l'ordre de 700 pcm (soit 0,07 %), ce qui voulait dire que l'on approchait le seuil critique à 70 pcm près.La hauteur critique a ensuite été extrapolée en traçant la courbe de l’inverse des taux de comptage en fonction de la hauteur d’eau. Les taux de comptage ont été déterminés à partir des six compteurs neutroniques positionnés dans la cuve. 

Ces expériences ont mis en œuvre un ou plusieurs réseaux de crayons combustibles UO2 dont l’uranium est enrichi à 4,738 % en 235U.

Mirte 1

Trois types de configurations ont été étudiés :

• Les configurations « réflexion » : les expériences ont consisté à tester l’effet en réactivité de blocs d’aluminium ou de verre entourant les quatre faces d’un réseau de crayons combustibles.
• Les configurations « interaction forte épaisseur » : les expériences ont consisté à étudier l’effet en réactivité d’un bloc de fer, de nickel, de zirconium, d’aluminium, de cuivre ou de béton (avec des proportions d’eau de 3 à 9 %) d’épaisseur comprise entre 5 cm et 30 cm, inséré entre deux réseaux de crayons combustibles.
• Les configurations « interaction faible épaisseur » : ces expériences ont eu pour but de caractériser l’effet en réactivité de l’insertion de plaques cruciformes de cuivre, de nickel, de fer ou de titane d’épaisseur inférieure à 20 mm séparant quatre réseaux de crayons fissiles.

Pour ces expériences, le poids en anti-réactivité du matériau testé variait de 4000 pcm à 10000 pcm.

De plus, pour permettre d’évaluer les éventuels biais de calcul dus aux matériaux de structure testés, des expériences de référence - des configurations identiques sans le matériau – ont été réalisées. Ces expériences ont été optimisées grâce à l’utilisation du module de calcul de sensibilités, Tsunami-3D, de la chaîne de calcul Scale 5.1.

Par ailleurs, 15 expériences de reproductibilité (une nouvelle approche sous-critique est réalisée pour la même configuration expérimentale) ont permis notamment d’estimer, autrement que par le calcul, les incertitudes de positionnement de l’ensemble du dispositif expérimental (position des crayons, des écrans de matériau…).

Au total, 43 approches sous-critiques ont été réalisées (voir tableau 1).

Tableau des configurations pour Mirte 1 (cliquer pour agrandir) © IRSN

Ensuite, les expériences ont été confrontées à cinq logiciels de criticité associés à trois bibliothèques de données nucléaires. Les deux logiciels  utilisant un formalisme mettant en œuvre une approximation multigroupe des données nucléaires (Apollo2-Moret 4 développé par le CEA et l’IRSN et Keno-V.a, logiciel américain) ont des temps de calculs courts car ils utilisent des valeurs moyennes des données nucléaires contenues dans les bibliothèques, ils ont tendance à surestimer le risque de criticité. À l’inverse, les trois logiciels utilisant des valeurs non-moyennées (Moret 5 développé par l’IRSN, Tripoli-4 développé par le CEA et l’américain MCNPX 2.6) donnent des keff très proches de ceux des expériences.

 
L’influence des bibliothèques a aussi été déterminée en comparant les valeurs des keff calculés par un logiciel de calcul sans approximation pour différentes bibliothèques de données nucléaires. Pour certains matériaux, comme le titane, les données nucléaires n’influencent pas la valeur du coefficient de multiplication effectif (keff), contrairement au plomb, au zirconium, au silicium ou à l’aluminium pour lesquels apparaissent des écarts significatifs en fonction de la bibliothèque utilisée.

Mirte 2

La première phase de Mirte 2, Mirte 2.1, réalisée en janvier 2011, a consisté à affiner certains résultats de Mirte 1 et à comprendre les tendances identifiées lors de leur exploitation.

En effet, sur certaines expériences, pour différentes bibliothèques de données nucléaires, les calculs montraient une sous-estimation de la criticité. Suspectant, un biais d’origine expérimentale, l’expérience sous-critique a d’abord été réitérée puis une nouvelle expérience a été mise en place, dans laquelle des crayons d’uranium ont été retirés, afin d’augmenter la hauteur d’eau à la criticité. Dans les deux cas, la même sous-estimation a été obtenue. L’analyse plus fine des résultats a permis d’attribuer cette sous-estimation du k_eff aux données nucléaires (données de thermalisation) utilisées.

Par ailleurs, certaines expériences de reproductibilité (avec le cuivre et le titane) ont mis en avant un possible effet d’échantillonnage du lot de crayons. Des expériences testant différents lots de crayons pris au hasard parmi les 1260 crayons disponibles ont conforté cette observation. Toutefois, l’effet reste négligeable au regard de l’ensemble des incertitudes expérimentales, aussi, il n’est pas jugé nécessaire d’identifier chaque crayon et sa position au sein du réseau de crayon pour de futurs programmes.

Enfin, Mirte 1 semblait montrer un effet potentiel de la position des compteurs de neutrons. Selon la position des compteurs BF₃ et selon leur sensibilité, une différence allant jusqu’à quelques dizaine de millimètres a été observée sur la hauteur d’eau critique. Afin de mieux comprendre l’effet et de le quantifier en vue d’un retour d’expériences pour les configurations expérimentales existantes, des expériences de positionnement des compteurs neutroniques ont été réalisées dans Mirte 2.1. Les résultats de ces expériences ont confirmé un effet du positionnement des compteurs pour les configurations les plus compactes, lorsque ces-derniers sont proches des derniers crayons périphériques du réseau.

La deuxième phase de Mirte 2, Mirte 2.2, réalisée entre 2012 et 2013, consiste à tester, en utilisant le même dispositif expérimental que Mirte 1, de nouveaux matériaux (le manganèse, le molybdène, le chrome, le rhodium, le chlore et des résines industriels - Bora, Vyal B- utilisées notamment dans les emballages de transport) correspondant à de nouveaux besoins des partenaires. Ils sont testés uniquement dans des configurations de type interaction. L’objectif a été de proposer des expériences représentatives des configurations industrielles aussi bien en termes de type de configuration qu’en termes de profil de sensibilité aux données nucléaires. Les tailles des réseaux et les épaisseurs des matériaux ont été déterminées grâce aux codes Apollo2-Moret 4 et Tripoli-4 utilisant la bibliothèque de données nucléaires JEF2.2. En outre, la séquence Tsunami-3D du formulaire américain SCALE a été utilisée pour optimiser les sensibilités aux données nucléaires.

  
Sept configurations ont ainsi été retenues. Aucune nouvelle expérience de référence n’a été nécessaire dans la mesure où celles de Mirte 1 peuvent être réutilisées. En revanche, de nombreuses expériences de reproductibilité ont été effectuées afin de connaitre plus précisément les incertitudes expérimentales (voir tableau 2).

Tableau des configurations pour Mirte 2.2 © IRSN

La troisième phase de Mirte 2, Mirte 2.3, s’est déroulée fin 2013 avec pour objectif de tester d’autres configurations nécessitant des modifications du dispositif expérimental. Ainsi, il a été choisi, d’une part, de tester les matériaux dans des sur-gaines positionnées autour des crayons combustibles afin d’augmenter la sensibilité en spectre thermique du keff aux données nucléaires du matériau. D’autre part, des configurations mettant en œuvre un bloc d’aluminium percé de trous hébergeant les crayons gainés avec le matériau à tester ont été réalisées. Des configurations de référence (sans sur-gaines autour des crayons et sans bloc d’aluminium) et des expériences de reproductibilité ont également été réalisées.

La configuration est ainsi constituée :

• d’une zone centrale comportant 400 crayons entourés ou non de sur-gaines en fer ou en cuivre d’épaisseur respectivement 19 mm et 14 mm ; ces derniers peuvent, par ailleurs, être inclus dans un bloc d’aluminium (voir photo)

• d’une zone nourricière entourant la zone test, constituée des même crayons.

   Mirte 2.3 : crayons dans leurs sur-gaines de cuivre (à droite) et bloc d'aluminium de la zone test avant positionnement des crayons (à gauche)

© IRSN

La liste des expériences est fournie dans le tableau ci-dessous.

Tableau des configurations pour Mirte 2.3 © IRSN

Comme pour le programme MIRTE 1, les expériences ont été confrontées aux cinq logiciels de criticité associés aux trois bibliothèques de données nucléaires cités précédemment. L’exploitation des résultats a permis de mettre en évidence des écarts associés à certaines approximations retenues dans les logiciels de calcul multi-groupes ainsi que des effets de données nucléaires.