Amélioration de la modélisation des protections neutroniques des rnr-na et évaluation des biais et incertitudes sur leur dimensionnement

Improvement of the modelisation of neutron shielding in sfr and quantification of biases and uncertainties on their design

• Auteur / Autrice : Amine Hajji
• Direction : Patrick Blaise
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique des fluides Energétique, Procédés
• Date : Soutenance le 17/09/2020
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble ; 2008-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : CEA Cadarache (Bouches-du-Rhône)
• Jury : Président / Présidente : Abdelmjid Nourreddine
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Elsa Merle, Benoît Gall
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Cheikh M'Backé Diop, Ivan Alexander Kodeli

Mots clés

Mots clés contrôlés

Réacteurs à neutrons rapides

Protection

Incertitude

Mots clés libres

Incertitudes

RNR-Na

Protections

Sfr

Uncertainties

Shielding

Résumé

Les protections neutroniques (PN) jouent un rôle important dans les réacteurs à neutrons rapides (RNR) en raison des fuites neutroniques élevées. Ces fuites peuvent avoir plusieurs conséquences, à la fois sur la sûreté et l’exploitabilité de l’installation : elles induisent des DPA dans la cuve et les structures, ce qui impacte la durée de vie, elles peuvent également activer le sodium du circuit secondaire, ce qui induit une complexification de l’exploitation. Pour limiter ces effets, des protections neutroniques sont installées. Leur caractérisation précise est fondamentale pour optimiser les performances des RNR. Des outils de calcul fiables et efficaces sont nécessaires pour prédire leurs caractéristiques et garantir leur efficacité.Deux familles d’outils de calcul traitent l‘aspect neutronique : les calculs déterministes, introduisant approximations et discrétisations, et les calculs stochastiques ou Monte-Carlo simulant la trajectoire d’un certain nombre de particules pour en déduire les grandeurs intégrales. La première a l’avantage d’être en général moins coûteuse en ressources de calcul. Cependant, les hypothèses utilisées peuvent conduire à des écarts non maîtrisés. Les calculs stochastiques, quant à eux, peuvent présenter des problèmes de convergence.Le code Monte-Carlo TRIPOLI-4® est utilisé pour interpréter des expériences représentatives des phénomènes dans PN. Les expériences étudiées sont ASPIS Fer 88 et JANUS Phase 7 pour la propagation en grande profondeur, BALZAC-SI1 et BALZAC-SI2 pour les études de protection et de stockage interne dans les RNR. Des écarts jusqu’à 20 % peuvent être obtenus, surtout à haute énergie. Si l’utilisation de techniques d’accélération permet d’obtenir des incertitudes statistiques faibles pour les expériences ASPIS et JANUS, cela n’est pas possible pour les expériences BALZAC, où la source de fission du cœur doit être déterminée précisément. Un cas d’application sur le benchmark ASTRID confirme ces difficultés.Ces difficultés illustrent la nécessité de disposer d’un calcul déterministe plus flexible. Des études sont réalisées avec les codes déterministes ERANOS et APOLLO3® sur des cas simplifiés pour comprendre les phénomènes physiques ayant lieu dans les PN et proposer des solutions optimisées. Les problématiques principales sont l’anisotropie de la loi de choc à haute énergie et la variation des sections efficaces avec la profondeur. Des recommandations sont proposées (loi de choc à l’ordre 3, modélisation traverse des protections) pour y remédier. L’application de ces recommandations aux études réalisées avec TRIPOLI-4® ainsi que quelques ajustements donne des écarts calcul déterministe-calcul stochastique souvent inférieurs aux écarts calcul stochastique-expérience.Les données nucléaires sont entachées d’incertitudes qui conduisent à des incertitudes sur les grandeurs calculées. La quantification de ces incertitudes est donc fondamentale pour les études de conception. La méthode des perturbations généralisée en déterministe et la méthode des échantillons corrélés en stochastique sont utilisées pour quantifier ces incertitudes et vérifier si elles peuvent expliquer les écarts calcul-expérience. Les études sur ASPIS Fer 88 et sur JANUS Phase 7 montrent que ces incertitudes expliquent la majorité des écarts, ce qui n’est pas le cas pour les expériences BALZAC.La capacité des méthodes étudiées à déterminer des grandeurs dimensionnantes des protections neutroniques est finalement réalisé sur le benchmark complet ASTRID. Plusieurs grandeurs sont calculées en déterministe comme en stochastique, telles que la production de gaz ou l’activation du sodium secondaire. Si la plupart des grandeurs peuvent être calculées de manière relativement aisée, l’activation du Na secondaire nécessite des efforts supplémentaires. Les écarts déterministe-stochastique restent néanmoins inférieurs aux incertitudes dues aux données nucléaires, ce qui confirme l’efficacité des recommandations proposées.

Neutron shielding (NS) has an important role in fast reactors because of the larger proportion of neutrons leaking from the core. These leaking neutrons may have several consequences: through higher DPA rates, they reduce the lifetime of the reactor vessel and the structures and can activate the coolant in the secondary loop, hence complexifying operation tasks. In order to mitigate these effects, axial and radial neutron shielding are used. Therefore, the design of an efficient shielding is mandatory for a proper fast reactor performance optimization. Thus, reliable and efficient calculation tools are needed to predict their characteristics and ensure their efficiency is of upmost importance.There are two calculation tools families for neutron studies, the deterministic calculations that introduce approximations and discretisation, and stochastic or Monte-Carlo calculations that simulate the trajectory of a certain number of particles in order to deduce the needed values. The former method usually requires less computational means. However, the used approximations may lead to large discrepancies. Meanwhile, the stochastic method exhibits statistical convergence issues.The reference TRIPOLI-4® Monte-Carlo code is used to interpret selected experimental programs representative of NS problematics, in order to check its ability to reproduce the measurements. The experiments are ASPIS Iron 88, JANUS Phase 7 for deep propagation, and BALZAC-SI1 and BALZAC-SI2 for NS and internal storage. Discrepancies up to 20 % are found, especially at higher energies. While variance reduction techniques allow low statistical uncertainties for the ASPIS and JANUS experiments, these techniques cannot be directly used for the BALZAC experiments because the core fission source needs to be calculated specifically. An application case on the ASTRID benchmark raises similar issues.These issues makes point out the importance to use a more flexible deterministic calculation. Studies are done with the deterministic codes ERANOS and APOLLO3® on simplified test cases in order to understand the physical phenomena occurring in NS and suggest solutions. The main issues are proved to be the anisotropy of the scattering law at high energy and the variation of cross sections with depth. In order to address these issues, we recommend to use the order 3 scattering law and a semi-heterogeneous traverse model for neutron shielding. These recommendations as well as some other adjustments allow to obtain deterministic-stochastic discrepancies usually smaller than stochastic-experimental discrepancies.Nuclear data have uncertainties induce uncertainties on the calculated values. The quantification of these uncertainties is therefore necessary for design studies. The generalised perturbation theory in deterministic and the correlated sampling method in Monte-Carlo are used to quantify uncertainties and check if they can explain the obtained calculation-experiment discrepancies. Studies on ASPIS Iron 88 and JANUS Phase 7 experiments show that these uncertainties may explain most of the discrepancies, but it is not the case for the BALZAC experiments.The overall capacity of the developed methods is tested on the ASTRID benchmark in order to calculate designing criteria for its neutron shielding, including gas production and secondary sodium activation. While most these criteria can easily be calculated, the activation of secondary sodium may require additional efforts because of its complexity. However, the deterministic-stochastic discrepancies are still smaller than the uncertainties to nuclear data, which confirms the efficiency of the suggested calculation methods.