Soutenance de thèse de JULIEN GAILLET

Le formulaire de calcul NARVAL2 est l’outil de calcul neutronique utilisé pour les études de conception et de sûreté de petits réacteurs. La qualification du formulaire s’appuie sur des confrontations calculs/expériences. Elle a notamment montré que les biais/incertitudes associés aux paramètres neutroniques calculés étaient différents selon la famille de cœur sans spécifier l’origine de ces écarts : données nucléaires, données technologiques ou encore incertitudes expérimentales. L’objectif principal de cette thèse est de comprendre quelle est l’origine de cette dispersion des biais/incertitudes. Pour réaliser ce travail, il a été nécessaire de développer une méthode permettant de propager les incertitudes des données nucléaires et technologiques en théorie de la diffusion dans le formulaire NARVAL2 sur des cœurs en 3D et avec un temps de calcul compatible avec les contraintes industrielles. On s’est principalement intéressé à la réactivité ou à des effets en réactivité pour cette étude. La méthode utilisée est une méthode déterministe qui repose sur le calcul de sensibilités par théorie des perturbations standards dans le code cœur 3D CRONOS2. Ce travail présente les développements réalisés dans le code CRONOS2 pour le calcul des sensibilités ainsi que la méthodologie utilisée pour vérifier et valider ces développements. Les calculs sont réalisés à partir des données nucléaires issues de l’évaluation JEFF3.1.1. La méthode implémentée n’est pas exacte et introduit de ce fait plusieurs approximations qui interviennent à différents niveaux de calculs (autoprotection, condensation énergétique, équivalence transport/diffusion). Au final, ces approximations induisent des écarts sur les sensibilités calculées que l’on cherchera à caractériser. Pour cela, la validation présentée dans cette thèse s’appuie sur des comparaisons à l’échelle assemblage entre les sensibilités APOLLO2-TRIPOLI4 et APOLLO2-CRONOS2 et à l’échelle cœur entre les sensibilités CRONOS2-TRIPOLI4. Ces différentes comparaisons nous permettront d’établir les étapes du calcul qui induisent des écarts sur les sensibilités et d’estimer l’ordre de grandeur de ces écarts. Il en ressort que les temps de calcul des sensibilités calculées par théorie des perturbations standards en 3D dans CR0NOS2 sont tout à fait compatibles avec les contraintes industrielles. La précision des sensibilités estimées est bonne sur la grande majorité des isotopes. Cependant, les approximations introduites (notamment lors des étapes d’autoprotection et de l’équivalence transport/diffusion) induisent des surestimations importantes des sensibilités de la capture de l’U238 et des absorbants de contrôle. Pour les études de sûreté, les incertitudes propagées par ces sensibilités restent conservatives. Pour l’analyse physique, ces sensibilités permettent de propager avec un bon ordre de grandeur des incertitudes sur la réactivité dues aux données nucléaires. Elles permettent également de calculer des incertitudes sur des effets en réactivité (efficacité des absorbants de contrôle et du bore soluble, effets de température) par la théorie des perturbations équivalentes, basée sur la différence de vecteurs de sensibilités. Ces derniers calculs pourraient faire l’objet d’une validation supplémentaire. Enfin, ces sensibilités ont été utilisées dans le cadre de ce travail de thèse pour calculer les coefficients de représentativité sur la réactivité et les effets en réactivité entre différents cœurs. Finalement, ces travaux ont permis de montrer que ces cœurs sont tous représentatifs vis-à-vis des données nucléaires en dehors de quelques cas particuliers qui sont dus à une conception différente. Ainsi, cette thèse permet d’affirmer que l’origine des écarts sur les biais/incertitudes entre les différentes familles de cœurs n’est pas due aux données nucléaires.

The NARVAL2 calculation scheme is a reactor physics calculation tool used to design and operate small nuclear cores. Validation and Verification relies on extensive comparisons between calculation and experimental results. In particular, it has been shown that biases and uncertainties depend on core type without being able to specify the origin of these discrepancies. The main goal of this thesis is thus to understand and to point out the source of this inconsistency. To achieve this work, it has been necessary to develop a method able to propagate nuclear and technological data uncertainties in diffusion theory in NARVAL2 scheme on 3D modeled cores and with a calculation time that matches industrial constraints. This study was mainly interested to uncertainty propagation on reactivity or reactivity effects. Method used is deterministic and relies on sensitivities calculation by standard perturbation theory in the 3D core code CRONOS2. This work presents realized developments in CRONOS2 code to compute sensitivities as well as methodology used for verify and validate these developments. Calculations are realized with nuclear data coming from JEFF3.1.1 evaluation. This method is not exact and introduces several approximations coming from different calculation steps (self-shielding, energetic condensation, transport/diffusion equivalence). Finally, these approximations induce differences between calculated sensitivities that we will seek to characterize. For this, validation work presented in this thesis relies on comparisons between APOLLO2-TRIPOLI4 sensitivities and between APOLLO2-CRONOS2 sensitivities both at the assembly level and at the core level between CRONOS2-TRIPOLI4 sensitivities. Calculation steps that induce errors on sensitivities has been identified as well as corresponding error magnitudes. It appears that sensitivities calculation time by standard perturbation theory in 3D CRONOS2 code are compatible with industrial constraints. Accuracy on calculated sensitivities is correct on the majority of isotopes. However, approximations (such as self-shielding and transport/diffusion equivalence) induce important overestimations on sensitivities of U238 capture and control absorbents. For safety studies, uncertainties propagated by these sensitivities remain conservative. For physic analysis, these sensitivities allow propagating uncertainties on reactivity due to nuclear data. They also allow estimate uncertainties on reactivity effects (efficiency of control absorbents, efficiency of soluble boron, temperature effects) but these calculations will have to be subject to additional validation. Finally, sensitivities have also been used to calculate representativity coefficients on reactivity and reactivity effects between different cores. The work done has allowed showing that cores are all representative from a nuclear data point of view. Only a few cores are not representative because of their very different conception. Thereby, this thesis allows asserting that nuclear data are not the origin of dispersion observed on biases and uncertainties between different cores families.