Thèse soutenue

Développements et validation de calculs à énergie continue pondérés par l'importance

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Auteur / Autrice : Guillaume Truchet
Direction : Alain SantamarinaPierre Leconte
Type : Thèse de doctorat
Discipline(s) : Mécanique des fluides, procédés, énergétique
Date : Soutenance le 25/09/2015
Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes (ComUE)
Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble ; 2008-....)
Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire d'Etudes de PHysique (CEA Cadarache) - Commissariat à l'énergie atomique (France). Direction de l'Energie Nucléaire (Cadarache, Bouches-du-Rhône)
Jury : Président / Présidente : Daniel Heuer
Examinateurs / Examinatrices : Alain Santamarina, Pierre Leconte, Joachim Miss, Laurence Villatte, Fausto Malvagi
Rapporteurs / Rapporteuses : Paul Reuss, Wilfred Van Rooijen

Mots clés

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Résumé

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L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entrée (e.g. données nucléaires, tolérances de fabrications, etc.) aux résultats finaux calculés par les codes (e.g. keff, taux de réaction, etc.). Pour propager les incertitudes, il est de coutume de faire l'hypothèse de petites variations autour d'une référence et de calculer, dans un premier temps, des profils de sensibilités. Or, les codes Monte-Carlo, qui se sont imposés comme des références de calcul, ne possèdent pas -- ou n'ont intégré que très récemment -- un moyen direct de calculer des sensibilités et donc de réaliser un calcul précis d'incertitudes. Les approches déterministes, elles, permettent le calcul de ces sensibilités mais introduisent parfois de très fortes hypothèses, notamment sur la géométrie.Le premier objectif de se travail de thèse est d'introduire dans le code Monte Carlo du CEA de transport des neutrons, TRIPOLI-4, des méthodes à même de calculer des profils de sensibilités du keff aux données nucléaires ou à toute autre perturbation. Pour cela, il a d'abord été nécessaire de mettre en place le calcul du flux adjoint d'un milieu critique. Pour la première fois, et grâce aux développements informatiques de ce travail, il a été possible de calculer dans un cas réel, concret, et applicatif, des spectres de flux adjoints en un point quelconque d'un réacteur. Ceci a été réalisé à l'aide de la probabilité itérée de fission (Iterated Fission Probability ou IFP) qui assimile le flux adjoint à l'importance d'un neutron dans un réacteur exactement critique. Ce calcul de flux adjoint a, par la suite, ouvert la porte au premier développement d'une méthode de calcul de « perturbations exacte » en Monte Carlo, théorie qui permet de s'affranchir des hypothèses de petites variations, et qui ouvre la porte à certaines applications jusqu'alors difficiles à analyser.Au delà de l'analyse poussée de la méthode IFP et de son application au calcul de flux adjoint, cette thèse propose également, d'obtenir dans le code TRIPOLI-4, les paramètres cinétiques d'un réacteur pondérés par le flux adjoint ou bien des aires de migration. A cette fin, l'implémentation reprend et améliore un algorithme déjà développé par la communauté scientifique pour estimer des perturbations au premier ordre.