Soutenance de thèse de Pierre-Louis ALZIEU

Lorsqu'on dispose d’Outils de Calcul Scientifiques (OCS) validés et maîtrisés comme dans le domaine de la neutronique, les incertitudes épistémiques – c’est-à-dire celles sur les paramètres d’entrée des OCS – sont les principales sources des écarts entre les grandeurs de sortie calculées et les valeurs mesurées. Aux débuts de l’épopée nucléaire, les incertitudes sur les données nucléaires étaient celles dont l'influence était la plus importante, et donc ce sont elles qui ont été étudiées en priorité. Désormais, sur des réacteurs produits en série qui se ressemblent tous, une relative maîtrise de l'influence des incertitudes des données nucléaires est acquise par le retour d’expérience. C’est donc une autre catégorie d'incertitudes épistémiques, les incertitudes dites technologiques, qui limitent les performances d’un cœur. Il s’agit par exemple, d’incertitudes liées à la quantité exacte de matière mise en œuvre, ou bien d’incertitudes liées aux tolérances géométriques inhérentes à la fabrication. Dans cette thèse, après une présentation détaillée du cadre et des problématiques actuelles entourant la neutronique des réacteurs nucléaires, nous étudions l'importance des incertitudes technologiques et leurs effets sur la réactivité et la nappe de puissance sur un cœur de type REL (Réacteur à Eau Légère), et ainsi sur les écarts entre ces grandeurs calculées et leur versions mesurées. Puis, d’une manière originale et avec l’appui d’un cadre de modélisation simple, de multiples mesures réalisées avant le chargement d’un cœur et donnant une image des variations de réactivité de chaque assemblage fabriqué, sont assimilées. Elles permettent in fine de réduire les incertitudes épistémiques et leur influence sur les paramètres de sortie de l’OCS dans sa globalité.

In neutronics, with computational codes that have already been well tested and calibrated, epistemological uncertainties –namely uncertainties on code input parameters - are considered as the main source of discrepancy between calculation and experiment. For nuclear reactors, and since the beginning of neutronic codes, uncertainties on nuclear data always had the strongest influence. As a consequence, they have been the main focus for efforts regarding evaluation, propagation and calibration. Nowadays, in the specific case of very similar batch-produced nuclear reactors, uncertainties on nuclear data are relatively well understood and controlled thanks to experimental feedback. Another type of epistemological uncertainties arise and become the main candidate to explain various discrepancies between calculations and experiments: the technological uncertainties. These uncertainties originate, for instance, from the industrial tolerance threshold on geometry of core components, or from their real isotopic composition. In this PhD thesis, we start with a detailed presentation of the context and the different elements at stake in neutronics of nuclear reactors. Then we study, on the example of a LWR (Light Water Reactor), the importance of technological uncertainties and their effects on discrepancy between calculation and experiment. Finally, we explore the feasibility of using an original method to calibrate the effects of technological uncertainties. We use a very simple model, and try to assimilate a mock-up database of measurements of single assembly reactivity worth experiments to improve our model of a full-sized reactor. With this simple framework, we reduce epistemological uncertainties and their influence on code output parameters.