Caractérisation radiologique des canaux d'irradiation et d'instrumentation du réacteur TRIGA Mark II du CNESTEN et validation du schéma de calcul associé

Radiological characterization of the irradiation and instrumentation channels of the CNESTEN TRIGA Mark II reactor and validation of the associated calculation scheme

• Auteur / Autrice : Hamza Ghninou
• Direction : Abdallah Lyoussi, Christelle Reynard-Carette
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Physique et sciences de la matière. Energie, rayonnement, plasma
• Date : Soutenance le 14/03/2023
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Physique et Sciences de la Matière (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (CEA Cadarache, Saint-Paul-lez-Durance) - CNESTEN. Centre National de l'Energie, des Sciences et des techniques Nucléaires (Rabat, Maroc)
• Jury : Président / Présidente : Mossadek Talby
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Abdelmjid Nourreddine, Ludo Vermeeren, Adrien Gruel
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Cheikh M'Backé Diop, Tarek El Bardouni

Mots clés

Mots clés contrôlés

Réacteurs nucléaires

Photons

Neutrons

Physique nucléaire -- Instruments

Physique nucléaire

Mots clés libres

Réacteur TRIGA

Caractérisation neutronique

Caractérisation photonique

Tripoli-4®

Validation expérimentale

TRIGA reactor

Neutron characterization

Photon characterization

Tripoli-4®

Experimental validation

Résumé

Les travaux menés dans cette thèse s'inscrivent dans le cadre de la collaboration bilatérale entre le CEA et le CNESTEN et visent à caractériser les champs de neutrons et de photons dans et autour du cœur du réacteur TRIGA en proposant, réalisant et analysant de nouvelles expériences in-situ. Les mesures neutroniques sont assurées par dosimétrie d'activation tandis que les mesures photoniques sont assurées par des détecteurs thermo-luminescents et par chambre d'ionisation miniature. A l'issue des mesures, les résultats obtenus ont été analysés et les incertitudes associées ont été évaluées. Ces résultats sont ensuite comparés à ceux obtenus par le schéma de calcul TRIPOLI-4® du réacteur développé au cours de cette thèse. Ce schéma a été utilisé pour interpréter les mesures des taux de réaction des détecteurs d'activation, irradiés à différents emplacements dans le réacteur TRIGA. Il a également été utilisé pour l'analyse des mesures photoniques réalisées par les TLD : les échauffements nucléaires dus aux photons prompts, aux photons de fission retardés et à l'activation des structures du cœur de TRIGA ont été évalués et comparés aux mesures pour déterminer et quantifier les écarts et les incertitudes associées. Ces comparaisons montrent qu'un bon accord existe entre l'expérience et le calcul : - Pour la dosimétrie d'activation, les mesures autour de la partie centrale des éléments combustibles sont correctement prédites avec des écarts calcul/expérience (C/E) de l'ordre de ± 4% ± 3% (1σ). Toutefois, ces écarts augmentent à ± 25 % ± 25 % (1σ) en s'éloignant du centre. Pour les emplacements situés à l'extérieur du cœur du réacteur, les écarts sont conséquents mais compatibles avec les incertitudes associées à deux écarts types. Par ailleurs, les C/E dans les canaux latéraux sont d'environ ± 35% ± 20% (pour le canal tangentiel NB1) et ± 40% ± 12% (pour le canal radial NB2). - Pour les mesures TLD, les C/E maximaux sont de l'ordre de -12% ± 12% (au centre cœur) et -16% ± 9% (en périphérie du cœur) et sont cohérents avec les incertitudes associées à 2σ. - Dans le cas de la chambre d'ionisation, les C/E observés sont de l'ordre de ± 2% ± 4% (autour du centre du cœur) et se dégradent à ± 17% ± 14%, écart maximale, lorsqu'on s'éloigne du centre.Les travaux réalisés au cours de cette thèse contribuent à la caractérisation radiologique avancée des canaux d'irradiation du réacteur TRIGA Mark II du CNESTEN. Les résultats obtenus pourront servir de données d'entrée pour la mise en place de nouveaux programmes expérimentaux dans le réacteur TRIGA. L'interprétation des différentes expériences de caractérisation a permis de valider le schéma de calcul et de disposer d'un outil permettant de prédire les flux neutron et gamma de manière fiable

The work carried out during this thesis in a part of the bilateral collaboration between the CEA and the CNESTEN and aimed at experimentally and numerically characterizing neutron and photon fields within and beyond the TRIGA reactor core. The neutron measurements are ensured by activation dosimetry whereas photon measurements are ensured by thermo-luminescent detectors and miniature ionization chamber. At the end of the measurements, the results obtained were analyzed and the associated uncertainties were evaluated. These results are then compared to the calculation ones obtained by the TRIPOLI-4® computational model of the reactor. This model was used to calculate the reaction rates of the activation detectors that were irradiated in different locations in the TRIGA reactor. It was also used for the analysis of photon measurements that were performed by TLD: the nuclear heating due to prompt photons, delayed fission photons and activation of the TRIGA core structures were evaluated and compared to the measurements to determine discrepancies and biases. The normalized, measured and calculated, photon flux with the ionization chamber are also compared.These comparisons show a good agreement exists between the experiment and the calculation: - For activation dosimetry, measurements around the central part of the fuel elements are correctly predicted with a C/E (calculated/experimental) value of around ± 4% ± 3% (1σ). However, the relative differences rose to ± 25% ± 25% (1 standard deviation) away from the center. For locations outside the core, the deviations were substantial but were within the associated uncertainties (within 2σ). The C/E in the beam ports channels are around ± 35% ± 20% (for the tangential channel NB1) and ± 40% ± 12% (for the radial channel NB2). - For TLD measurements, the maximum C/E are on the order of -12% ± 12% (in the central thimble) and -16% ± 9% (in G25) and are consistent with the associated uncertainties at 2σ. - In the case of ionization chamber, the observed C/E are of the order of ± 2% ± 4% (around the core center) and degrade to ± 17% ± 14%, maximum deviation, when moving away from the center (at -34 cm below the core center). The work carried out in this thesis contributes to the advanced radiological characterization of the irradiation channels of the CNESTEN TRIGA Mark II reactor. The results obtained in this thesis can be used as input data for the definition of new experimental programs. The interpretation of the different characterization experiments allowed, on the one hand, to extend the experimental validation base of the associated calculation scheme and, on the other hand, to have a reliable scheme for predicting neutron and gamma fluxes reliably