Soutenance de thèse de BERTHOLON Sylvain
Titre de thèse
Développement d'une méthodologie d'évaluation des sources neutroniques en réacteurs à eau légère
Development of a methodology for the evaluation of neutron sources in light water reactors
Résumé de la thèse
Afin de prévenir les accidents de réactivité à basse puissance dans un réacteur à eau pressurisée, des chaînes de détection neutroniques assurent la surveillance du cœur lors des phases d'arrêt, de rechargement ou d'approche à la divergence. Dans ces régimes sous-critiques, les taux de comptage enregistrés par les détecteurs ex-core, situés en périphérie de la cuve, dépendent directement des émissions neutroniques des sources présentes dans le cœur. Ces sources, de nature variée — qu'il s'agisse de sources de démarrage ou de sources intrinsèques au combustible —, résultent de divers phénomènes physiques tels que les réactions (α,n), (γ,n), ou les fissions spontanées. Leur caractérisation fine, en intensité comme en spectre énergétique, est donc essentielle au dimensionnement du système global cœur / sources / détection ex-core.
Cette thèse s'inscrit dans ce contexte, avec pour objectif le développement d'une méthodologie d'évaluation précise des sources neutroniques à tout moment de la vie d'un réacteur à eau légère. Un état de l'art, couplé à des analyses de sensibilité de la détection ex-core aux sources, a permis d'identifier les paramètres les plus incertains influençant les spectres d'émission. Ces travaux ont mis en lumière d'importantes incertitudes sur les données nucléaires relatives aux réactions ⁹Be(α,xn) et ¹⁸O(α,xn). Des ajustements ont ainsi été réalisés sur les sections efficaces du béryllium-9, en combinant des méthodes de chaînes de Markov Monte Carlo et de régression par processus gaussiens. Ces ajustements ont révélé de nouvelles tendances et confirmé le besoin de réévaluations théoriques et expérimentales des sections efficaces et distributions angulaires associées. L'analyse des données disponibles sur la réaction ¹⁸O(α,n) a mis en évidence d'importantes divergences spectrales, suggérant une surestimation du continuum et une sous-estimation des canaux discrets, justifiant de nouveaux ajustements sur la base des dernières données expérimentales. Enfin, une méthodologie de calcul a été développée pour modéliser l'évolution des sources intrinsèques et quantifier la contribution neutronique du combustible irradié. Ce modèle a pu être comparé à des mesures de chaînes ex-core d'un cœur de type REP.
Thesis resume
In order to prevent low-power reactivity accidents in a pressurized water reactor (PWR), neutron detection chains monitor the core during shutdown, refueling, or approach to criticality phases. In these subcritical regimes, the count rates recorded by the ex-core detectors, located on the periphery of the vessel, directly depend on the neutron emissions from sources present in the core. These sources — which may be startup sources or intrinsic to the fuel — originate from various physical phenomena such as (α,n), (γ,n) reactions, or spontaneous fissions. Accurate characterization of these sources, both in intensity and energy spectrum, is therefore essential for the proper design of the global system comprising the core, neutron sources, and ex-core detection.
This thesis falls within this context, with the objective of developing a precise methodology for evaluating neutron sources at any point during the lifetime of a light water reactor. A state-of-the-art review, coupled with sensitivity analyses of ex-core detection to the sources, enabled the identification of the most uncertain parameters influencing emission spectra. This work highlighted significant uncertainties in nuclear data related to the ⁹Be(α,xn) and ¹⁸O(α,xn) reactions. As a result, adjustments were made to the cross sections of beryllium-9 by combining Markov Chain Monte Carlo methods with Gaussian process regression. These adjustments revealed new trends and confirmed the need for theoretical and experimental re-evaluations of cross sections and associated angular distributions.
Analysis of available data on the ¹⁸O(α,n) reaction revealed significant spectral discrepancies, suggesting an overestimation of the continuum and an underestimation of discrete channels, thus justifying new adjustments based on the latest experimental data. Finally, a calculation methodology was developed to model the evolution of intrinsic sources and to quantify the neutron contribution from irradiated fuel. This model was compared with ex-core detector measurements from a PWR-type core.