SIBYL - Incertitudes en évolution

SIBYL - Scaling Incertitudes BY modeLing

• Auteur / Autrice : Davide Portinari
• Direction : Adrien Bidaud
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique des fluides, procédés, énergétique
• Date : Soutenance le 23/09/2022
• 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 : Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (Grenoble, Isère, France ; 2003-....)
• Jury : Président / Présidente : Pablo Rubiolo
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Guy Marleau
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Sandra Dulla, Luiz Leal

Mots clés

Mots clés contrôlés

Monte-Carlo, Méthode de

Mots clés libres

Physique de reacteurs

Sensitivité

Code Monte Carlo

Monte Carlo code

Sensitivity

Reactor Physics

Résumé

Les domaines d'application des codes de transport de neutrons de Monte Carlo (MC) sont en croissance constante. Leurs capacités de simuler pratiquement toutes les géométries en mode énergie continue sont de moins en moins contraintes par les incertitudes statistiques de leurs sorties, grâce à la réduction des coûts de calcul. De plus, de vastes champs d'applications ont récemment été ouverts après l’introduction de sensibilités dans les MC statiques. L'utilisation de ces sensibilités ouvre des nouvelles possibilités pour les outils de physique des réacteurs, qu'il s'agisse du couplage neutronique et thermo-hydraulique ou de l'évaluation de la stabilisation ou de l'incertitude des calculs de l'évolution du combustible. Ces évolutions sont associées à un renouvellement complet de la démarche face aux incertitudes. Auparavant, l’analyse d’incertitude était effectuée avec les sensibilités étant calculées après les calculs principaux. Si les sensibilités et les incertitudes sont calculées comme un point clé de la procédure de couplage, à l'avenir, les incertitudes seront disponibles lors de la conception des nouveaux itinéraires.Les codes déterministes étaient autrefois la seule voie permettant de calculer les sensibilités sur la base de la théorie des perturbations développée dans les années 70, qui est l’un des ingrédients de l’analyse d’incertitude. Il est utilisé de manière intensive, en particulier pour l'analyse de l'incertitude des données nucléaires lorsque les incertitudes sont présentées sous la forme de matrices de covariance. Un premier contrat entre l'ILL et le LPSC vise à utiliser ces sensibilités pour évaluer les incertitudes des paramètres de sécurité au début du cycle.Le projet s'appuiera sur deux activités complémentaires:La première activité sera consacrée au calcul de l’évolution des paramètres de sécurité et de performance (évolution du flux neutronique dans les tubes à faisceau) et des incertitudes associées. En raison de la combustion relativement faible des combustibles de type ILL, les contributions du 239Pu aux fissions, puis la modification des paramètres les plus importants (par exemple, la fraction de neutrons retardés effective) devraient être relativement faibles, même en fin de cycle. Néanmoins, ces impacts seront probablement mesurables. Ils doivent être évalués avec précision pour la démonstration de la sûreté, même si l’impact sur le fonctionnement du réacteur doit être limité.La deuxième activité sera la réalisation de l’expérience de physique du réacteur lors des tests physiques des procédures de démarrage du réacteur. La quantification de l'incertitude n'est qu'un aspect de la validation des outils de simulation. Les expériences resteront obligatoires dans le cadre de la démonstration de sécurité. Pendant la durée de la thèse, certaines barres de commande devraient être remplacées par des barres en hafnium. Nous proposons de contribuer aux tests associés à la validation de ces nouveaux dispositifs et éventuellement de suggérer des tests supplémentaires. Plusieurs contacts avec le CEA et d'autres groupes du CNRS ont clairement montré qu'il existe un intérêt commun fort à utiliser le réacteur ILL en tant que test pour certains paramètres dynamiques du réacteur (keff, durée de vie des neutrons, etc.), sur la base de paramètres de mesure innovants en utilisant la théorie du bruit neutronique. Parmi les nouvelles capacités des outils de simulation utilisés et développés dans la première partie, certains développements contribueront à la cohésion entre les deux parties.

Monte Carlo (MC) neutron transport codes application fields are growing constantly. Their capacities to simulate virtually any geometry in continuous energy mode are less and less constrained by the statistical uncertainties of their outputs, thanks to the reduction of computing costs. Furthermore, large fields of applications have been recently opened after the spread of the availability of sensitivities in static MC [1]. The use of those sensitivities opens very innovative possibilities for reactor physics tools, whether for the coupling of neutronics and thermal-hydraulics [2] or for the stabilization or uncertainty evaluation of fuel evolution calculations [3,4]. These developments are associated with a complete renewal of the approach for uncertainties. Uncertainty analysis used to be done a posteriori, as the sensitivities where calculated after the main calculations. If the sensitivities and uncertainties are calculated as a key point of the coupling procedure, in the future, the uncertainties will be available by design of the new routes.Deterministic codes used to be the only route able to calculate sensitivities on the base of Perturbation Theory developed in the 70’s, which is one of the ingredients of uncertainty analysis. It is used intensively, in particular for nuclear data uncertainty analysis when the uncertainties are given in the form of covariance matrices. A first contract between ILL and LPSC aims at using those sensitivities for the evaluation of uncertainties of safety parameters at Beginning of Cycle.The project will rely on two complementary activities:The first activity will be devoted to the calculation of the evolution of the safety and performance (neutron flux evolution in beam tubes) parameters and of the associated uncertainties. Because of the relatively low burn up of ILL fuels, 239Pu contributions to fissions and then the change in the most important parameters (for instance the effective delayed neutron fraction) are expected to be relatively low even at end of cycle. Nevertheless, these impacts will probably be measurable. They must be assessed accurately for safety demonstration even if the impact for the reactor’s operation should be limited.The second activity will be the realization of reactor’s physics experiment during the physical tests of reactor’s startup procedures. Uncertainty quantification is only one aspect of validation of simulation tools. Experiments will remain mandatory as part of the safety demonstration. During the time of the PhD, some control rods should be changed for Hafnium ones. We propose to contribute to the tests associated with the validation of those new devices and maybe to suggest additional tests. Several contacts with CEA and other groups of CNRS clearly showed that there is actually a strong, common interest for using ILL reactor as a test case for some reactor dynamics parameters (âeff, neutron lifetimes etc…), on the basis of innovative measurement set-ups using neutron noise theory. Among the new capacities of the simulation tools used and developed in the first part, some developments will contribute to the cohesion between the two parts.