Contribution à l'élaboration d'un schéma de calcul de la fluence neutronique sur les structures d'un réacteur nucléaire à l'aide des codes APOLLO3® et TRIPOLI-4®
Auteur / Autrice : | Romain Bertonazzi |
Direction : | Cheikh M'Backé Diop, Stéphane Bourganel, Karim Ammar, Nicolas Gérard-Castaing |
Type : | Thèse de doctorat |
Discipline(s) : | Sciences de l'énergie nucléaire |
Date : | Soutenance le 02/02/2023 |
Etablissement(s) : | université Paris-Saclay |
Ecole(s) doctorale(s) : | École doctorale Particules, hadrons, énergie et noyau : instrumentation, imagerie, cosmos et simulation (Orsay, Essonne ; 2015-....) |
Partenaire(s) de recherche : | Laboratoire : Service d'études des réacteurs et de mathématiques appliquées (Gif-sur-Yvette, Essonne) |
Référent : Faculté des sciences d'Orsay | |
graduate school : Université Paris-Saclay. Graduate School Physique (2020-....) | |
Jury : | Président / Présidente : Pierre Désesquelles |
Examinateurs / Examinatrices : Abdelmjid Nourreddine, David Bernard, Elsa Merle, Bertrand Iooss | |
Rapporteur / Rapporteuse : Abdelmjid Nourreddine, David Bernard |
Mots clés
Mots clés contrôlés
Mots clés libres
Résumé
La surveillance de l'intégrité des structures d'un réacteur nucléaire, soumises à l'irradiation neutronique est un enjeu majeur pour les exploitants, tant sur le plan de la sûreté que sur le plan économique. Cela est particulièrement vrai pour la cuve du réacteur, structure non remplaçable. En France, l'indicateur de l'endommagement de matériaux tels que l'acier est la fluence des neutrons d'énergie supérieure à 1 MeV. Par conséquent, cette grandeur joue un rôle déterminant dans l'évaluation de la durée de fonctionnement d'un réacteur nucléaire.Dans une perspective générale de l'élaboration d'un schéma de calcul donné de la fluence neutronique reçue par des structures ex-core, ces travaux de thèse portent d'une part sur la détermination de la distribution des sources de neutrons dans le cœur d'un réacteur et d'autre part sur la détermination de la fluence neutronique et de l'incertitude associée par une exploitation conjointe de calculs de propagation de neutrons dans la matière et de mesures. Dans le premier grand volet consacré aux sources de neutrons, le travail réalisé s'est en particulier focalisé sur leur caractérisation spatio-énergétique en périphérie de cœur car ce sont les assemblages/crayons périphériques qui contribuent très majoritairement à la fluence neutronique reçue par les structures externes au cœur ; de plus les fortes hétérogénéités des matériaux dans cette région du cœur soulèvent des difficultés de modélisation dans les codes de transport déterministes de transport des neutrons. Ce dernier aspect fait l'objet d'une étude spécifique consistant à traiter le benchmark expérimental FLUOLE2 avec les codes de transport APOLLO3® et TRIPOLI-4®. Cette étude constitue une contribution à la validation d'un schéma de calcul de cœur déterministe relatif à un réacteur à eau sous pression (REP) industriel.La seconde grande partie de thèse porte sur la mise au point d'une méthodologie de la détermination de la fluence neutronique reçue par une structure ex-core d'un réacteur. On cherche à calculer la fluence neutronique à partir de mesures dosimétriques. La difficulté réside ici dans le fait que la fluence neutronique n'est pas une grandeur physique directement mesurable. La meilleure estimation de la fluence neutronique et de l'incertitude associée que l'on puisse obtenir s'appuie conjointement sur les résultats de simulations numériques et sur les mesures dosimétriques. En effet, dans l'approche calculatoire adoptée, la fluence neutronique est exprimée sous la forme d'une combinaison linéaire des fluences neutroniques déduites des mesures dosimétriques via des résultats de simulations de la propagation des neutrons du cœur aux points de mesures. Par minimisation de la variance associée à la fluence neutronique, en faisant intervenir les incertitudes sur les paramètres d'entrée des calculs ainsi que les incertitudes expérimentales, il est possible d'en obtenir la meilleure estimation et son incertitude. Ce formalisme fait appel à la matrice de variance-covariance des paramètres physiques impliqués, dont la construction est réalisée selon deux voies possibles baptisées respectivement « directe » et « intermédiaire », se différentiant par le temps de calcul requis. La méthodologie préconisée est testée dans le cadre d'une « expérience numérique » dans laquelle la fluence neutronique est déterminée derrière l'enveloppe d'un REP. Pour des raisons de temps de calcul, celui-ci a été modélisé par une configuration simplifiée sphérique, mais représentative de l'alternance des milieux acier/eau de la configuration réelle du réacteur. Les résultats prometteurs obtenus à l'aide du code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4®, permettent de suggérer des pistes d'amélioration de la méthodologie mise en place et d'envisager sa comparaison future à des méthodologies existantes, offrant potentiellement à celles-ci un outil de test de robustesse, contribuant ainsi au renforcement leur capacité prédictive.