In order to improve the efficiency of dry used nuclear fuel (UNF) storage, reduced reactivity methods are being developed for various reactor types and operating conditions. Sub-criticality must be maintained in the storage configuration and conservative computer simulations are used as the primary basis for loading the storage casks. Methodologies are now being developed to reduce the amount of modeling and computation in order to make conservative assessments of how densely fuel can be packed. The SCALE/TRITON (Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation / Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic Depletion) code system has been used to simulate boiling water reactor (BWR) operating conditions in order to investigate nuclide densities in UNF and how the use of control rod blades affect nuclide densities found in UNF. Rodded and unrodded operating cases for a fuel assembly have been used as bounding cases and are used as reference solutions in a piecewise data approximation methodology (PDA method). A variety of control blade insertion patterns have been used with the PDA method and simulated in TRITON in order to observe trends in nuclide densities with varying control blade use. The PDA method is compared with TRITON simulated data in order to evaluate the validity and accuracy of the PDA method. The PDA method gives very accurate results for fissile nuclides but is insufficient in treating densities as a function of burnup for fission products and fertile nuclides. Predicting nuclide densities from temporally balanced control blade insertion and withdrawal patterns is also a strength of the PDA method. The PDA method, however, is not capable of properly accounting for neutron spectral shifts and the behavior in nuclide densities brought about by the spectral shift or nuclide density saturation. Observing the causes for the shortcomings in the PDA method, a more robust methodology can be developed.

En règle générale, les études de sûreté-criticité concernant les combustibles usés stockés, transportés ou retraités sont très conservatives et considèrent ce combustible comme neuf donc le plus réactif possible. Le « Crédit Burn-up » (CBU) est la prise en compte de l’antiréactivité du combustible irradié par rapport au combustible neuf. Une méthodologie CBU rigoureuse, développée par le CEA en collaboration avec AREVA-NC a récemment été validée et réévaluée pour les combustibles REP-UOx. Cependant, 22 réacteurs sur les 58 que compte la France utilisent également du combustible MOx. De plus en plus d’assemblages MOx irradiés doivent donc être entreposés et transportés, ce qui conduit les industriels à s’intéresser à la prise en compte du CBU pour ces applications, dans le but de pouvoir gagner des marges en terme de dimensionnement des installations. Des publications récentes et les travaux du Groupe de Travail Français sur le CBU ont souligné l’importance de la prise en compte des 15 produits de fission stables et non volatiles les plus absorbants qui sont à l’origine de la moitié de l’antiréactivité totale apportée dans les combustibles REP-MOx. C’est pourquoi, dans le but de garantir la sous-criticité de la configuration étudiée suivant les dispositions règlementaires relatives à la sûreté des installations, les biais de calcul affectant leur bilan-matière et leur effet individuel en réactivité doivent également être pris en considération dans les études de sûreté-criticité s’appuyant sur des calculs de criticité. Dans ce contexte, une revue bibliographique exhaustive a permis d’identifier les particularités des combustibles REP-MOx et une démarche rigoureuse a été suivie afin de proposer une méthodologie CBU adaptée à ces combustibles validée et physiquement représentative, permettant de prendre en compte les produits de fission et permettant d’évaluer les biais liés au bilan-matière et à l’antiréactivité des isotopes considérés. Cette démarche s’est articulée autour des études suivantes : • détermination de facteurs correctifs isotopiques permettant de garantir le conservatisme du calcul de criticité sur la base de la qualification du formulaire d’évolution DARWIN-2.3 pour les applications REP-MOx et d’une analyse des données nucléaires des produits de fission métalliques afin de déterminer l’impact des incertitudes associées sur le calcul de leur bilan matière ; • évaluation de l’antiréactivité individuelle des produits de fission sur la base des résultats d’interprétation des expériences d’oscillation des programmes CBU et MAESTRO, réalisés dans le réacteur expérimental MINERVE à Cadarache, avec le formulaire dédié PIMS développé au SPRC/LEPh avec mise à jour des schémas de calcul pour la criticité ; • élaboration de matrices de covariances réalistes associées à la capture de deux des principaux produits de fission du CBU REP-MOx : 149Sm et le 103Rh associées à l’évaluation JEFF-3.1.1 ; • détermination des biais et incertitudes « a posteriori » dus aux données nucléaires des actinides et produits de fission considérés pour deux applications industrielles (piscine d’entreposage et château de transport) par une étude de transposition réalisée avec l’outil RIB, développé au SPRC/LECy, qui a bénéficié à cette occasion de développements spécifiques et de mises à jour des données utilisées (importation des données de covariance issues de la bibliothèque COMAC V0 associée à JEFF-3.1.1 pour les isotopes 235,238U, 238,239,240,241,242Pu, 241Am et 155Gd et prise en compte des corrélations inter-réactions pour un même isotope). • évaluation de la méthodologie proposée pour deux applications industrielles (piscine d’entreposage et château de transport), démonstration de son intérêt et de sa robustesse. / Considering spent fuel management (storage, transport and reprocessing), the approach using « fresh fuel assump-tion » in criticality-safety studies results in a significant conservatism in the calculated value of the system reactivity.The concept of Burnup Credit (BUC) consists in considering the reduction of the spent fuel reactivity due to its burnup.A careful BUC methodology, developed by CEA in association with AREVA-NC was recently validated and writtenup for PWR-UOx fuels. However, 22 of 58 french reactors use MOx fuel, so more and more irradiated MOx fuelshave to be stored and transported. As a result, why industrial partners are interested in this concept is because takinginto account this BUC concept would enable for example a load increase in several fuel cycle devices. Recent publi-cations and discussions within the French BUC Working Group highlight the current interest of the BUC concept inPWR-MOx spent fuel industrial applications. In this case of PWR-MOx fuel, studies show in particular that the 15FPs selected thanks to their properties (absorbing, stable, non-gaseous) are responsible for more than a half of the totalreactivity credit and 80% of the FPs credit. That is why, in order to get a conservative and physically realistic valueof the application keff and meet the Upper Safety Limit constraint, calculation biases on these 15 FPs inventory andindividual reactivity worth should be considered in a criticality-safety approach. All of this work is supported by the use of the CEA reference calculation tools : the deterministic code APOLLO-2.8and the probabilistic code TRIPOLI-4 used by the CRISTAL V2 criticality-safety package, the DARWIN-2.3 packagefor fuel cycle applications, the JEFF-3.1.1 nuclear data library and the Integral Experiment Methodology based on thestatistical adjustment method of the nuclear data and the integral experiment representativity.The feedback on the nuclear data of the oscillation programmes BUC and MAESTRO allows to halve the prioruncertainties linked to 149Sm and 103Rh capture cross sections. The application of the developed methodology,benefiting from the CEA dedicated experimental programmes quality and better physically justified to twoapplications, representative of fuel storage and transport, shows that the introduced conservatisms represents40 % of the total Burnup Credit. On top of that, the two configurations results comparison shows that theevaluated BUC is independent from the considered application and proves the calculation route robustness.