Soutenance de thèse de Małgorzata WRÓBLEWSKA

Les réacteurs de recherche (RR) et les réacteurs d’irradiation technologique (MTR) sont complexes, chacune 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. Des années d'utilisation du béryllium ont montré l’importance de décrire avec précision les conditions d'irradiation dans le cœur, car les absorbeurs de neutrons thermiques qui s’accumulent dans le béryllium ont un impact sur le flux neutronique local et sur la réactivité. Bien que le calcul de ce que l'on appelle l'empoisonnement du béryllium ait été intégré dans de nombreux outils de calcul, il est extrêmement compliqué de suivre chaque configuration du cœur. L’absence de méthodologie permettant d’estimer la distribution exacte des poisons au sein du béryllium a motivé la réalisation de cette thèse. L'objectif était de développer une méthode permettant la description de l'accumulation et de la distribution axiale des poisons dans un élément de béryllium, avec une connaissance minimale, voire nulle, de l'historique d’irradiation de cet élément. Comme les changements fréquents dans la configuration des MTR limitent les solutions uniquement numériques, l'approche basée sur l'expérimentation et le calcul a été proposée. L'idée générale de la partie expérimentale du travail était de mesurer l’intensité du faisceau de neutrons thermiques une fois qu’il a traversé le béryllium non-irradié (référence) et de la comparer à celle du faisceau traversant le béryllium irradié. Cette méthode a été choisie car les poisons neutroniques produits dans le béryllium irradié absorbent les neutrons de ce domaine énergétique. L’émission de rayons gamma parasites est attendue dans l'installation. Ainsi, les critères de sélection très importants de la source de neutrons sont une faible émission de rayons gamma et un taux d'émission de neutrons stable sur une longue période. Par conséquent, la source de neutrons 239PuBe a été choisie. Une couche de thermalisation en polyéthylène a été ajoutée entre la source de neutrons et le béryllium, qui permet de maximiser les neutrons thermiques. Une chambre à fission avec un dépôt de 235U a été choisie pour le détecteur de neutrons thermiques en raison de sa faible sensibilité au rayonnement gamma, ainsi que de sa taille suffisamment compacte pour tenir dans le trou central de béryllium. Des éléments en béryllium frais et irradiés étaient nécessaires pour l'expérience. Ils nous ont été fournis par l'équipe du réacteur d’irradiation MARIA du NCBJ en Pologne. Ainsi, l'expérience et l'ensemble de l'analyse ont été menés sur la base de ces éléments et de la configuration du réacteur MARIA. En inversant le problème avec les modélisations Monte-Carlo, l'objectif était d'estimer quelle concentration de poisons dans le bloc de béryllium entraînerait le même signal neutronique transmis calculé dans la chambre à fission que celui obtenu dans l'expérience. Parce qu’il y a les deux absorbeurs de neutrons thermiques, 6Li et 3He, considérés comme des poisons, leur quantité totale est exprimée sur la forme d’une section d'absorption macroscopique. La comparaison des deux sections efficaces (simulée et mesurée) a montré l'efficacité de la méthode. Parallèlement à l'expérience, un modèle de calcul permettant d'intégrer ces informations détaillées sur l'empoisonnement du béryllium issues de la partie expérimentale a été développé. Une solution basée sur les codes de transport, de diffusion et de Monte-Carlo a été développée et appliquée; il s’agit de la méthode hybride. Le système de codes de calcul français SAPHYR a été utilisé. L'empoisonnement du béryllium et le calcul optionnel des pannes ont été ajoutés à chaque schéma développé. Après avoir analysé les données de l'expérience, un modèle pour utiliser les résultats a été créé. Ce modèle pour le réacteur MARIA peut ensuite être adapté pour le réacteur RJH.

Research (RR) and Material Testing Reactors (MTR) are versatile and complex machines, each one with a unique construction. Beryllium is one of the important and commonly used materials, serving either as a reflector or moderator in those reactors. Because their operating conditions are severe, the construction materials are exposed to accelerated damage. Years of operating with beryllium have shown the importance of accurately describing the irradiation conditions in the core, due to poisons’ impact on the local neutron flux and reactivity. Specificity of research reactors, makes following each core configuration extremely complicated. Moreover, most of the existing research reactors are run for years, and their entire operation history is unknown. The lack of the ability to estimate the exact distribution of beryllium poisons (thermal neutron absorbers) gave the purpose of conducting this work. The goal was to develop a method enabling poisons’ accumulation and axial distribution estimation in a beryllium element, with a minimum to no, knowledge of that element’s history. As frequent changes in MTRs configuration limit the numerical-only solutions, the experiment-to-calculation-based approach was proposed. The general idea for the work's experimental part 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. A thermal neutron transmission method was chosen because the poisons absorb thermal neutrons. Measurements are foreseen to be repeated periodically over many years and parasitic gamma-ray emission is expected in the setup. Thus very important selection criteria of the neutron source are low gamma-ray emission and stable neutron emission rate over long period of time. Consequently a the 239PuBe neutron source was chosen. A polythene thermalizing layer was added between neutron source and beryllium. This allowed to maximize the thermal neutron available to be absorbed by poisons: 6Li and 3He and to decrease the fast neutrons being thermalized in beryllium. A fission chamber with 235U deposit was chosen thermal neutron detector due to its low sensitivity to gamma radiation, as well as compact enough size to fit in the central hole in the MARIA beryllium element. Fresh and irradiated beryllium elements were required for the experiment, and the MARIA reactor team in Poland provided them. Thus, the experiment and the entire analysis were conducted based on the MARIA reactor elements and configuration. By inverting the problem with Monte-Carlo simulations, the goal was to estimate what poison concentration in the beryllium block would result in the same calculated signal in the fission chamber as the one obtained in the experiment. Because there are two thermal neutron absorber isotopes, 6Li and 3He, considered as poisons, their total amount is expressed as a macroscopic absorption cross-section. Comparing the two (simulated and measured) cross-sections has shown the method's effectiveness. Parallel to the experiment, a calculation model enabling the incorporation of such detailed information on beryllium poisoning from the experimental part was developed. A solution based on transport, diffusion and Monte-Carlo codes was applied, called a hybrid method. The French system of codes, SAPHYR was used. Beryllium depletion and optional outage calculation were added to each developed scheme. Such tools enable performing neutronic calculations reflecting the reactor's actual operation and adding corrections on the amount of beryllium poisons at any step. After analysing the data from the experiment, a model to employ the results has been created. This model for MARIA reactor can be then adapted for the JHR reactor.