Modelisation neutronique d'un coeur thermique compact et heterogene en theorie du transport deterministe et probabiliste. Application au reacteur experimental de l'universite de strasbourg

par Christian Jammes

Thèse de doctorat en Sciences appliquées

Sous la direction de Jean-Claude Sens.

Soutenue en 1997

à Strasbourg 1 .

    mots clés mots clés


  • Résumé

    Ce travail a pour objectif d'elaborer, de valider et de qualifier un schema de calcul pour un reacteur thermique d'irradiation. Il s'agit de la pile universitaire de strasbourg presentant les principales caracteristiques de ce type de reacteur : coeur compact et heterogene, combustible en plaques avec un fort enrichissement en uranium 235. Ce schema s'appuie sur l'utilisation inedite de deux methodes modernes du transport : la methode tdt programmee dans le code apollo 2 et la methode de monte carlo utilisee par le code tripoli 4. La premiere est une methode deterministe a deux dimensions basee sur la methode des probabilites de collision. La deuxieme est une methode stochastique. Toutes deux sont capables de traiter des geometries complexes. Apres quelques rappels theoriques sur les codes du transport, nous presentons un ensemble d'experiences integrales qui se sont deroulees dans le reacteur universitaire de strasbourg. Nous avons realise une d'entre elles. Au cours de notre etude theorique, nous montrons d'abord les erreurs importantes que peut entrainer l'utilisation d'un schema base sur l'homogeneisation, la condensation et l'approximation de la diffusion. Nous realisons ensuite une comparaison approfondie entre la methode des ordonnees discretes et la methode tdt. Ceci nous conduit a constater la pertinence de l'utilisation de la methode tdt dans le cas du reacteur etudie. Le traitement des fuites axiales par cette derniere methode apparait alors comme son seul veritable point faible. Ainsi, nous sommes amenes a recommander l'utilisation du code tripoli 4 pour une etude plus precise des fuites dans un reflecteur. Les donnees experimentales precedemment obtenues, nous permettent de qualifier notre schema pour des questions aussi importantes que la determination de la masse critique, la distribution de puissance ou la gestion du combustible.

  • Titre traduit

    Neutronics calculation of an heterogeneous compact and thermal core by means of deterministic and stochastic transport theory. Application to the experimental reactor of the university of strasbourg


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Informations

  • Détails : 208 P.
  • Annexes : 69 REF.

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  • Disponible pour le PEB
  • Cote : Th.Strbg.Sc.1997;2795
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  • Cote : H 503.000,1997

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  • Non disponible pour le PEB
  • Cote : 1997STR13179
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