Simulation and experimental validation of beryllium poisoning in material testing reactors

• Auteur / Autrice : Malgorzata Bagoée-Wroblewska
• Direction : Abdallah Lyoussi, Patrick Blaise
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Instrumentation
• Date : Soutenance le 14/12/2022
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Physique et sciences de la matière (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : CEA Cadarache (Bouches-du-Rhône)
• Jury : Président / Présidente : Christelle Reynard-Carette
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Jacek Jagielski, Bertrand Perot, David Blanchet, Gilles Bignan
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Luka Snoj, Ludo Vermeeren

Mots clés

Mots clés contrôlés

Substances radioactives

Réacteurs nucléaires

Faisceaux de neutrons

Béryllium

Mots clés libres

Béryllium

Empoisonnement

Apollo2

Cronos2

Tripoli4

Transmission

Neutronique

Maria

Rjh

Beryllium

Poisoning

Apollo2

Cronos2

Tripoli4

Transmission

Neutronic

Maria

Jhr

Résumé

Les réacteurs de recherche et d'essais de matériaux sont très complexes avec une construction unique. Le béryllium est l'un des matériaux importants et couramment utilisés, servant soit de réflecteur, soit de modérateur dans ces réacteurs. Le béryllium, lorsqu'il est irradié, accumule des absorbeurs de neutrons thermiques (poisons). Leur présence est indésirable pour le fonctionnement du réacteur. En raison de la spécificité des réacteurs de recherche, il est extrêmement compliqué de suivre chaque configuration de cœur et ainsi d'estimer la concentration exacte des poisons. Un objectif de cette thèse était de créer telle méthode. L'idée générale était d'évaluer le faisceau de neutrons une fois qu'il traversait le béryllium non irradié et de le comparer au faisceau traversant le béryllium irradié. Les résultats de l'expérience et leur analyse ont servi à créer un modèle permettant d'intégrer ces données pour les calculs et la transposition du réacteur MARIA à utiliser dans le RJH.

Research and Material Testing Reactors are versatile and complex machines with a unique construction. Beryllium is one of the important and commonly used materials, serving either as a reflector or moderator in those reactors. Beryllium, when irradiated accumulates thermal neutron absorbers, called poisons. Their presence is undesirable for the reactor operation. Due to the specificity of research and material testing reactors, it is extremely complicated to follow each core configuration and thus estimate the exact poisons concentration. Creating such method was an objective of this thesis. The general idea was to assess the (thermal) neutron beam once it passes through non-irradiated beryllium (reference) and to compare it to the beam passing through irradiated beryllium. The results of the experiment and their analysis served to create a model allowing incorporation of this data for MARIA reactor calculations and transposition to be used in the JHR.