Développement d'une méthodologie d'évaluation de la fiabilité des incertitudes sur les données nucléaires telles que formalisées dans les matrices dites de « covariance »

Development of a methodology to evaluate the reliability of nuclear data related uncertainties expressed through covariance matrix formalism

• Auteur / Autrice : Pierre Sole
• Direction : Eric Dumonteil
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Physique nucléaire
• Date : Inscription en doctorat le 01/10/2022
• Etablissement(s) : université Paris-Saclay
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Particules, Hadrons, Énergie et Noyau : Instrumentation, Imagerie, Cosmos et Simulat
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : Unité de recherche en sûreté nucléaire
• Partenaire(s) de recherche : Référent : Faculté des sciences d'Orsay

Mots clés

Mots clés libres

Données nucléaires

Incertitudes

Matrice de covariance

Nuclear data

Uncertainties

Covariance matrix

Résumé

Les progrès réalisés au cours des dernières décennies sur la précision des outils de simulation neutronique ont conduit à augmenter la part de l'incertitude due aux données nucléaires dans l'incertitude totale du calcul de neutronique. Ainsi, la réduction progressive des incertitudes dues aux approximations des codes de calculs fait porter un enjeu de plus en plus grand sur la quantification des incertitudes dues aux données nucléaires sur les grandeurs d'intérêt pour la sûreté. Ces incertitudes doivent être évaluées précisément et de manière fiable que ce soit dans la démonstration de sûreté des réacteurs ou en sûreté-criticité sur les installations du cycle du combustible. En effet, du fait de ces incertitudes, les exploitants prennent des marges qui peuvent se concrétiser de diverses manières (pénalités/provisions, respect d'un critère en intégrant ces incertitudes ….). Ces marges constituant des contraintes, les exploitants visent à les minimiser, l'expertise de l'IRSN s'attachant à vérifier leur caractère suffisant. L'objectif de la thèse est de développer une approche novatrice pour évaluer la fiabilité des matrices de covariance et donc des incertitudes prises en compte sur les grandeurs d'intérêt d'un calcul neutronique.

The endless enhancement of computational capabilities coupled with refined techniques for the stochastic and deterministic solution of the neutron transport equation permit to achieve accurate solutions of a nuclear system calculation. The uncertainties in connection with the modeling of the problem at hand due to computer tools are negligible. On the other hand, the solution of the transport equation requires the knowledge of nuclear constants, such as neutron cross-sections, prompt fission neutron spectrum, etc. Hence, the accuracy on the results is intimately related to the knowledge of the nuclear constants, that is, how well the nuclear data as well as their uncertainties are known. Nuclear data uncertainties are, in practice, constructed on the basis of nuclear data evaluation for applications on reactor designs, reactor safety, criticality safety on fuel cycle facilities, etc. However, due to the lack of a thorough understanding and also reliability on the data uncertainties, it is a common practice for nuclear engineers to take safety margins which can lead to penalties as well as compliance with a criterion for incorporating the uncertainties. The aim for nuclear engineers for safety purposes is to control finely the margins taken after calculations. Experts at IRSN assess these margins to verify whether they are sufficient or not. The aim of the thesis is to develop an innovative approach and tools to evaluate the reliability of the nuclear data covariance matrices and de-facto the uncertainties taken into account over the quantities of interest in the calculations. ​​