ReK'17

Réacteur en Kit 2017

Ce projet est conçu pour approfondir vos connaissances

de base sur la conception des réacteurs nucléaires de fission

telle qu'abordée en cours selon le plan ci-dessous (liens vers slides) :

1) classification attempt

2) water-moderated reactors

3) graphite-moderated reactors

4) reactors with reduced moderation,

en travaillant sur des articles de recherche récents et accessibles.

Réacteur en Kit, mode d'emploi

Enseignant : Alexis Nuttin

• 8 groupes sur 8 sujets (cf. les 8 articles en bas de cette page)

  • Deux sessions de 4 articles (I - SMRs, II - SFRs)

  • Chaque sujet est étudié et présenté par un seul groupe

• Travail de compréhension et de résumé à réaliser en groupe

  • En TD (compte-rendu à fournir après chaque séance)

  • Questions par e-mail (à poser à l'enseignant et aux auteurs)

• Documents à envoyer par e-mail avant le vendredi 6 janvier 2017

  • Exposé au format pdf, sans animation (2 slides max. par orateur)

  • Résumé de l'exposé en 800 mots max. (format pdf, 2 pages max.)

• Présentation pédagogique, explicative et synthétique

  • 1/4 h de présentation par groupe (entre 15' min. et 20' max.)

  • 1/4 h de questions (posées par les autres groupes et l'enseignant)

Session I (10/01)

Simulation Studies of

Small Modular Reactors

(SMRs, cf. IAEA's 2016 synthesis here)

for both uranium and thorium fuel cycles

(presented at the ICAPP 2016 conference)

Article 1 : HCSMR FUEL ASSEMBLY COMPUTATIONS WITH APOLLO2 AND TRIPOLI-4 CODES

N. Baruch, P. Boisseau, M. Boskov, A. Dudognon, A. Lima

Article 2 : FUEL CYCLE PERFORMANCE OF THERMAL SPECTRUM SMALL MODULAR REACTORS

F. Costantini, D. Hussenet, P. Olita, J. Pinon

Article 3 : LATTICE DESIGN AND COOLANT SELECTION FOR A 333 MWTH PWR CIVIL MARINE PROPULSION CORE USING THORIUM-BASED CHECKERBOARD MICRO-HETEROGENEOUS FUEL

P. Foucaud, R. Laurent, M. Lebreton, E. Morel

Article 4 : ANALYSIS AND DESIGN OF A 333 MWTH MARINE PWR CORE USING MIXED D2O-H2O COOLANT AND THORIUM-BASED CHECKERBOARD MICRO-HETEROGENEOUS AND ALL-URANIUM FUEL

P. Boulard, P. Chevalier, F. Roumajon, C. Sarméo

Session II (17/01)

Simulation Studies on various issues

(ASTRID, thorium fuel, safety, ...)

of Sodium Fast Reactors

(presented at the same ICAPP 2016 conference)

Article 5 : STUDY OF THE DESIGN CHOICES SCALABILITY TO HIGHER POWER LEVEL FOR AN ASTRID-LIKE SODIUM COOLED FAST REACTOR

J. Martinet, H. Morvan, G. Sauvagnargues, C. Seuvre

Article 6 : ON CORE-REFLECTOR INTERFACE EFFECTS IN THE ASTRID SODIUM COOLED FAST REACTOR

G. Béziat, B. Blomme, P. Brunon, M. Champagnat, M. Klein

Article 7 : IMPROVED UTILIZATION OF THORIUM IN SFR CORES WITHOUT THORIUM RECYCLING

C. Reynaud, A. Said, J. Soucarre, T. Walek

Article 8 : Novel Passive Safety Devices for a Sodium-cooled Fast Reactor: FAST and SAFE

J. Richard, A. Maillot, R. Lenoir, V. Khayiguian

Merci à tous d'avoir joué le jeu du Zoo des Fissions (version 1.0)