Contribution à l'élaboration d'un schéma de calcul de la fluence neutronique sur les structures d'un réacteur nucléaire à l'aide des codes APOLLO3® et TRIPOLI-4® - CEA - Université Paris-Saclay Accéder directement au contenu
Thèse Année : 2023

Contribution to the development of a computation scheme of the neutron fluence on the nuclear reactor structures with the codes APOLLO3® and TRIPOLI-4®

Contribution à l'élaboration d'un schéma de calcul de la fluence neutronique sur les structures d'un réacteur nucléaire à l'aide des codes APOLLO3® et TRIPOLI-4®

Résumé

The monitoring of the integrity of the structures of a nuclear reactor under neutron irradiation is a major stake for operators, both in terms of safely and economics. This is especially true for the reactor pressure vessel, a non-replaceable structure. In France, the indicator of damage to materials such as steel is the fluence of neutrons with energy greater than 1 MeV. Therefore, this quantity plays a decisive role in the evaluation of the operating time of a nuclear reactor.In a general perspective of the development of a calculation scheme dedicated to the determination of the neutron fluence received by ex-core structures, this thesis work is focused on two parts. On the one hand, on the determination of the distribution of neutron sources in the core of a reactor, and on the other hand on the determination of the neutron fluence and its associated uncertainty by a joint use of neutron transport calculations in matter and measurement results. In the first major part devoted to the determination of neutron sources, the work is focused in particular on their spatio-energetic characterization in the periphery of the core because assemblies/peripheral rods contribute mostly to the neutron fluence received by the external structures of the core ; moreover, strong material heterogeneities in this region of the core lead to modeling difficulties in deterministic neutron transport codes. This last aspect is the subject of a specific study consisting in dealing with the FLUOLE2 experimental benchmark (or benchmark experiment) using the deterministic neutron transport code APOLLO3®, and the Monte Carlo transport code TRIPOLI-4®. This study constitutes a contribution to the validation of the neutronic deterministic calculation scheme relating to industrial pressurized water reactors (PWR).The second major part of the thesis concerns the development of a methodology for determining the neutron fluence received by ex-core structures of a reactor irradiated by neutrons. We seek to calculate the neutron fluence using dosimetric measurements. The difficulty here lies in the fact that neutron fluence is not a directly measurable physical quantity. The best estimate of neutron fluence and the associated uncertainty that can be obtained is based on the joint use of results of numerical simulations and dosimetric measurements. Indeed, in the computational approach adopted, the neutron fluence is expressed in the form of a linear combination (or a weighted sum) of the neutron fluences deduced from the dosimetric measurements via simulation results of the propagation of neutrons from the core to the points of measures. By minimizing the variance associated with the neutron fluence, by involving the uncertainties on the input parameters of the calculations (technological data, nuclear data, reactor operating data, etc.) as well as the experimental uncertainties, it is possible to obtain the best estimate and its uncertainty. This formalism calls on the variance-covariance matrix of the physical parameters involved, the construction of which is carried out according to two possible paths called respectively "direct" and "intermediate" differing by the required computation time. The recommended methodology is tested in the context of a "numerical experiment" in which the neutron fluence behind the core barrel of a PWR is determined. For reasons of computation time, the reactor was modeled by a simplified spherical configuration, but representative of the steel/water environments of the real configuration of the reactor. The promising results obtained using the Monte Carlo TRIPOLI-4® transport code make it possible to suggest ways of improving the methodology put in place and to consider its future comparison with existing methodologies, potentially offering those a tool to test their robustness, thus contributing to the reinforcement of their predictive capability.
La surveillance de l'intégrité des structures d'un réacteur nucléaire, soumises à l'irradiation neutronique est un enjeu majeur pour les exploitants, tant sur le plan de la sûreté que sur le plan économique. Cela est particulièrement vrai pour la cuve du réacteur, structure non remplaçable. En France, l'indicateur de l'endommagement de matériaux tels que l'acier est la fluence des neutrons d'énergie supérieure à 1 MeV. Par conséquent, cette grandeur joue un rôle déterminant dans l'évaluation de la durée de fonctionnement d'un réacteur nucléaire.Dans une perspective générale de l'élaboration d'un schéma de calcul donné de la fluence neutronique reçue par des structures ex-core, ces travaux de thèse portent d'une part sur la détermination de la distribution des sources de neutrons dans le cœur d'un réacteur et d'autre part sur la détermination de la fluence neutronique et de l'incertitude associée par une exploitation conjointe de calculs de propagation de neutrons dans la matière et de mesures. Dans le premier grand volet consacré aux sources de neutrons, le travail réalisé s'est en particulier focalisé sur leur caractérisation spatio-énergétique en périphérie de cœur car ce sont les assemblages/crayons périphériques qui contribuent très majoritairement à la fluence neutronique reçue par les structures externes au cœur ; de plus les fortes hétérogénéités des matériaux dans cette région du cœur soulèvent des difficultés de modélisation dans les codes de transport déterministes de transport des neutrons. Ce dernier aspect fait l'objet d'une étude spécifique consistant à traiter le benchmark expérimental FLUOLE2 avec les codes de transport APOLLO3® et TRIPOLI-4®. Cette étude constitue une contribution à la validation d'un schéma de calcul de cœur déterministe relatif à un réacteur à eau sous pression (REP) industriel.La seconde grande partie de thèse porte sur la mise au point d'une méthodologie de la détermination de la fluence neutronique reçue par une structure ex-core d'un réacteur. On cherche à calculer la fluence neutronique à partir de mesures dosimétriques. La difficulté réside ici dans le fait que la fluence neutronique n'est pas une grandeur physique directement mesurable. La meilleure estimation de la fluence neutronique et de l'incertitude associée que l'on puisse obtenir s'appuie conjointement sur les résultats de simulations numériques et sur les mesures dosimétriques. En effet, dans l'approche calculatoire adoptée, la fluence neutronique est exprimée sous la forme d'une combinaison linéaire des fluences neutroniques déduites des mesures dosimétriques via des résultats de simulations de la propagation des neutrons du cœur aux points de mesures. Par minimisation de la variance associée à la fluence neutronique, en faisant intervenir les incertitudes sur les paramètres d'entrée des calculs ainsi que les incertitudes expérimentales, il est possible d'en obtenir la meilleure estimation et son incertitude. Ce formalisme fait appel à la matrice de variance-covariance des paramètres physiques impliqués, dont la construction est réalisée selon deux voies possibles baptisées respectivement « directe » et « intermédiaire », se différentiant par le temps de calcul requis. La méthodologie préconisée est testée dans le cadre d'une « expérience numérique » dans laquelle la fluence neutronique est déterminée derrière l'enveloppe d'un REP. Pour des raisons de temps de calcul, celui-ci a été modélisé par une configuration simplifiée sphérique, mais représentative de l'alternance des milieux acier/eau de la configuration réelle du réacteur. Les résultats prometteurs obtenus à l'aide du code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4®, permettent de suggérer des pistes d'amélioration de la méthodologie mise en place et d'envisager sa comparaison future à des méthodologies existantes, offrant potentiellement à celles-ci un outil de test de robustesse, contribuant ainsi au renforcement leur capacité prédictive.
Fichier principal
Vignette du fichier
115780_BERTONAZZI_2023_archivage.pdf (4.62 Mo) Télécharger le fichier
Origine : Version validée par le jury (STAR)

Dates et versions

tel-04043055 , version 1 (23-03-2023)

Identifiants

  • HAL Id : tel-04043055 , version 1

Citer

Romain Bertonazzi. Contribution à l'élaboration d'un schéma de calcul de la fluence neutronique sur les structures d'un réacteur nucléaire à l'aide des codes APOLLO3® et TRIPOLI-4®. Physique Nucléaire Théorique [nucl-th]. Université Paris-Saclay, 2023. Français. ⟨NNT : 2023UPASP014⟩. ⟨tel-04043055⟩
95 Consultations
113 Téléchargements

Partager

Gmail Facebook X LinkedIn More