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Contribution A Lamelioration Des Donnees Nucleaires Neutroniques Du Sodium Pour Le Calcul Des Reacteurs De Generation Iv
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Book Synopsis Contribution à l'amélioration des données nucléaires neutroniques du sodium pour le calcul des réacteurs de génération IV by : Pascal Archier
Download or read book Contribution à l'amélioration des données nucléaires neutroniques du sodium pour le calcul des réacteurs de génération IV written by Pascal Archier and published by . This book was released on 2011 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les critères de sûreté exigés pour les réacteurs rapides au sodium de Generation IV (RNR-Na) se traduisent par la nécessité d'incertitudes réduites et maîtrisées sur les grandeurs neutroniques d'intérêt. Une part de ces incertitudes provient des données nucléaires et, dans le cas des RNR-Na, des données nucléaires du sodium, qui présentent des différences significatives entre les bibliothèques internationales (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). L'objectif de cette thèse est d'améliorer la connaissance sur les données nucléaires du sodium afin de mieux calculer les paramètres neutroniques des RNR-Na et fournir des incertitudes fiables. Après un état des lieux des présentes données du Na23, l'impact des différences est quantifié notamment sur les effets en réactivité de vidange du sodium, calculés avec des outils neutroniques déterministe et stochastique. Les résultats montrent qu'il est nécessaire de ré-évaluer entièrement les données nucléaires du sodium. Plusieurs développements ont été effectués dans le code d'évaluation Conrad, pour intégrer de nouveaux modèles de réactions nucléaires et leurs paramètres ainsi que pour permettre de procéder à des ajustements avec des mesures intégrales. Suite à ces développements, l'analyse des données différentielles et la propagation des incertitudes expérimentales avec Conrad ont été réalisées. Le domaine des résonances résolues a été étendu à 2 MeV et le domaine du continuum débute directement au-delà de cette énergie. Une nouvelle évaluation du Na23 et les matrices de covariances multigroupes associées ont été générées pour de futurs calculs d'incertitudes. La dernière partie de la thèse se focalise sur le retour des expériences intégrales de vidange du sodium, par des méthodes d'assimilation de données intégrales, afin de réduire les incertitudes sur les sections efficaces du sodium. Ce document se clôt sur des calculs d'incertitudes pour des RNR-Na de type industriel, qui montrent une meilleure prédiction de leurs paramètres neutroniques avec la nouvelle évaluation.
Book Synopsis Contribution à l'évaluation des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques, pour les réacteurs à neutrons rapides by : Edwin Privas
Download or read book Contribution à l'évaluation des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques, pour les réacteurs à neutrons rapides written by Edwin Privas and published by . This book was released on 2015 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des données nucléaires, pour des raisons de sûreté nucléaire. Elle vise en particulier les sections efficaces indispensables aux calculs neutroniques des réacteurs rapides au sodium de Génération IV (RNR-Na), et les moyens permettant de les évaluer.Le principal objectif de la thèse est de fournir et montrer l'intérêt de nouveaux outils permettant de réaliser des évaluations cohérentes, avec des incertitudes maîtrisées et fiables. Pour répondre aux attentes, différentes méthodes ont été implémentées dans le cadre du code CONRAD, développé au CEA de Cadarache, au Département d'Étude des Réacteurs.Après l'état des lieux et la présentation des différents éléments nécessaires pour effectuer une évaluation, il est présenté des résolutions stochastiques de l'inférence Bayésienne. Elles permettent de fournir d'une part, des informations supplémentaires à l'évaluateur par rapport à la résolution analytique et d'autre part, de valider cette dernière. Les algorithmes ont été testés avec succès à travers plusieurs cas, malgré des temps de calcul plus longs faute aux méthodes de type Monte Carlo.Ensuite, ce travail a rendu possible, dans CONRAD, de prendre en compte des contraintes dites microscopiques. Elles sont définies par l'ajout ou le traitement d'informations additionnelles par rapport à l'évaluation traditionnelle. Il a été développé un algorithme basé sur le formalisme des multiplicateurs de Lagrange pour résoudre les problèmes de continuité entre deux domaines en énergies traitées par deux théories différentes. De plus, d'autres approches sont présentées, avec notamment l'utilisation de la marginalisation, permettant soit de compléter une évaluation existante en ajoutant des matrices de covariance, soit de considérer une incertitude systématique pour une expérience décrite par deux théories. Le bon fonctionnement des différentes méthodes implémentées est illustré par des exemples, dont celui de la section efficace totale de l'238U.Enfin, les dernières parties de la thèse se focalisent sur le retour des expériences intégrales, par méthodes d'assimilation de données intégrales. Cela permet de réduire les incertitudes sur les sections efficaces d'intérêt pour les réacteurs rapides. Ce document se clôt par la présentation de quelques résultats clefs sur les sections efficaces de l'238U et du 239Pu, avec la considération d'expériences comme PROFIL et PROFIL-2 dans Phénix ou encore Jezebel.
Book Synopsis Analyses de sensibilité et d'incertitude de données nucléaires by : Adrien Bidaud
Download or read book Analyses de sensibilité et d'incertitude de données nucléaires written by Adrien Bidaud and published by . This book was released on 2005 with total page 172 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: La simulation neutronique des réacteurs nucléaires suppose la connaissance de l'interaction neutron noyau (sections efficaces, nombres et spectres des neutrons de fission ...) pour les quelques dizaines de noyaux présents dans le réacteur sur une douzaine d'ordres de grandeur d'énergie des neutrons. Le développement d'un nucléaire durable impose de nouvelles contraintes aux réacteurs du futur : l'optimisation de l'utilisation de la matière première nécessite la régénération des noyaux fissiles et la gestion des déchets suppose leur transmutation. Les réacteurs proposés permettant d'atteindre ces objectifs (génération IV ou ADS) sont chargés de combustibles nouveaux (thorium, actinides lourds ... et fonctionnent avec des spectres neutroniques pour lesquels les données nucléaires ne bénéficient pas des 50 années de l'expérience industrielle. Après leur validation sur un réacteur expérimental dans le cadre d'un exercice international, nous appliquons des outils classiques de physique de réacteurs en combinaison avec les incertitudes sur les données de bases disponibles pour calculer l'incertitude sur la criticité et le coefficient de température d'un réacteur a sel fondu au thorium. De plus, une réflexion sur les taux de réactions importants pour le cycle a l'équilibre donne une estimation de l'efficacité des différentes stratégies de retraitement en ligne du combustible et les contributions de ces taux de réactions à l'incertitude sur la régénération et donc l'impact de ces incertitudes sur le dimensionnement de l'usine de retraitement. Nous pouvons alors lister les données à améliore prioritairement pour améliorer la précision des calculs.
Book Synopsis Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes by : Nicolas Blanc de Lanaute
Download or read book Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes written by Nicolas Blanc de Lanaute and published by . This book was released on 2012 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le rôle de la mesure nucléaire, et en particulier celui de la détection neutronique est fondamental dans la recherche et l'industrie nucléaire. Les neutrons fournissent des informations capitales sur le comportement d'un milieu expérimental de type réacteur nucléaire. Leur mesure permet, entre autres, d'assurer l'exploitation « au quotidien » des installations nucléaires de base par le respect des critères de sûreté, de qualifier les codes de calcul utilisés notamment pour la conception des coeurs du futur (comme les réacteurs de génération 4 ou le Réacteur Jules Horowitz) et de faire des progrès en recherche fondamentale, notamment en améliorant les bibliothèque de données nucléaires. Le résultat de chaque mesure est affecté d'une incertitude dont les contributions sont parfois complexes mais dont la prise en compte est systématiquement nécessaire pour leur interprétation. Leur réduction est un des challenges majeurs du CEA.Les neutrons sont des particules non chargées dont la détection par chambre d'ionisation passe nécessairement par une réaction de conversion. Le capteur de type « chambre à fission », utilise la réaction de fission induite. La maîtrise et la réduction des incertitudes affectées aux mesures utilisant ce détecteur constituent la thématique de cette thèse qui s'est déroulée au sein du Laboratoire des Programmes Expérimentaux (LPE) du Service de Physique Expérimentale (SPEx) du CEA Cadarache. Ils se divisent en quatre thématiques :• la première consiste en un état de l'art de la mesure neutronique par chambre à fission en réacteur maquette. Elle fait le point sur les techniques de mesure, la technologie et les processus physiques mis à profit lors de la détection des neutrons,• la deuxième thématique porte sur l'optimisation de deux paramètres intrinsèques du détecteur :o l'épaisseur du dépôt de matière fissile. Les résultats obtenus par simulation ont permis de mieux appréhender l'impact de ce paramètre sur les mesures et d'optimiser la conception des détecteurs futurs,o la pression et la nature du gaz de remplissage. Ces travaux ont permis d'étudier expérimentalement l'impact de cette grandeur sur le comportement de la chambre à fission et d'en optimiser le remplissage. De nouveaux standards ont été découverts et mis en place, adaptés au matériel utilisé aujourd'hui, qui permettent d'une part une division par deux des incertitudes liés aux variations de la pression de remplissage et une utilisation plus souple des détecteurs d'autre part,• la troisième thématique s'intéresse à l'amélioration de l'électronique de mesure et des post-traitements utilisés. Trois chaînes d'acquisition innovantes ont été testées de manière à couvrir les grandes lignes du panorama actuel de l'électronique de mesure. Il en résulte des recommandations dorénavant prises en compte pour l'équipement des maquettes critiques du SPEx. Ces travaux de thèses ont également été l'occasion d'introduire une méthodologie de correction de temps mort innovante et d'en illustrer l'impact positif (division par quatre des écarts entre la mesure et le résultat attendu) sur des mesures réalisées sur la maquette MASURCA,• la quatrième et dernière thématique s'intéresse à l'optimisation des mesures d'indice de spectre par chambre à fission. Chaque paramètre influençant la mesure voit son impact quantifié et sa détermination optimisée, un soin tout particulier étant apporté aux mesures d'étalonnage des capteurs. Il en résulte des améliorations majeures,notamment sur l'indice de spectre « fission 238U / fission 235U » mesuré au centre du coeur de MINERVE, caractérisé par une réduction des écarts « calcul / expérience »(passant de 35.70% à 0.17% dans le meilleur des cas) et une diminution des incertitudes de mesure (passant de 15.7% à 5.6%). Ces résultats ont également permis d'expliquer et de réduire drastiquement les écarts anormaux entre le calcul et l'expérience constatés lors de mesures réalisées en 2004 sur le réacteur MINERVE. (...).
Book Synopsis Contribution à l'amélioration des méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire dans les réacteurs nucléaires à l'aide du code Monte-Carlo TRIPOLI-4® by : Arthur Peron
Download or read book Contribution à l'amélioration des méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire dans les réacteurs nucléaires à l'aide du code Monte-Carlo TRIPOLI-4® written by Arthur Peron and published by . This book was released on 2014 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les programmes d'irradiations technologiques menés dans les réacteurs expérimentaux sont d'une importance cruciale pour le soutien du parc électronucléaire actuel en termes d'étude et d'anticipation du comportement sous irradiation des combustibles et des matériaux de structures. Ces programmes permettent d'améliorer la sûreté des réacteurs actuels et également d'étudier les matériaux pour les nouveaux concepts de réacteurs.Les conditions d'irradiations des matériaux dans les réacteurs expérimentaux doivent être représentatives de celles des réacteurs de puissance. Un des principaux intérêts des réacteurs d'irradiations technologiques (Material Testing Reactors, MTRs) est de pouvoir y mener des irradiations instrumentées en ajustant les paramètres expérimentaux, en particulier le flux neutronique et la température. La maîtrise du paramètre température d'un dispositif irradié dans un réacteur expérimental nécessite la connaissance de l'échauffement nucléaire (terme source) dû au dépôt d'énergie des photons et des neutrons interagissant dans le dispositif. La bonne évaluation de cet échauffement est une donnée clé pour les études thermiques de dimensionnement et de sûreté du dispositif.L'objectif de cette thèse est d'améliorer les méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire en réacteur. Ce travail consiste en l'élaboration d'un schéma de calcul complet innovant, couplé neutron-photon (permettant d'obtenir la contribution des neutrons, des gamma prompts et des gamma de décroissance), fondé principalement sur le code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4 (à 3-dimensions et à énergie continue). Une validation expérimentale du schéma a été effectuée en s'appuyant sur les mesures de calorimétrie réalisées dans le réacteur OSIRIS (CEA Saclay). Des études de sensibilité ont également été menées pour établir l'impact de différents paramètres sur les calculs d'échauffement nucléaire, dont les données nucléaires. Cela a permis de définir le schéma de calcul définitif pour reproduire au plus près la réalité des irradiations technologiques. Le travail de thèse débouche sur un outil opérationnel et prédictif pour l'estimation de l'échauffement nucléaire répondant aux besoins de l'expérimentation en réacteur de recherche et qui peut être étendu plus largement dans des réacteurs de puissance.
Book Synopsis Développement d'un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides by : Jean-christophe Benoit
Download or read book Développement d'un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides written by Jean-christophe Benoit and published by . This book was released on 2012 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Ce travail de thèse s'inscrit dans le domaine de l'énergie nucléaire, de l'aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l'un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l'estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s'est déroulée en trois temps.La première étape a permis de limiter le nombre de paramètres intervenant dans le calcul de la puissance résiduelle. Pour cela, un essai de puissance résiduelle sur le réacteur PHENIX (PUIREX 2008) a été interprété de façon à valider expérimentalement le formulaire d'évolution DARWIN pour les RNR et à quantifier les termes sources de la puissance résiduelle.La deuxième étape a eu pour but de développer un code de propagation des incertitudes : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). Une méthode de propagation déterministe a été retenue car elle permet des calculs rapides et fiables. Les hypothèses de linéarité et de normalité qu'elle entraîne ont été validées théoriquement. Le code a également été comparé avec succès à un code stochastique sur l'exemple de la fission élémentaire thermique de l'235U.La dernière partie a été une application du code sur des expériences de puissance résiduelle d'un réacteur, de bilan matière d'une aiguille combustible et d'une fission élémentaire de l'235U. Le code a démontré des possibilités de retour d'expériences sur les données nucléaires impactant l'incertitude de cette problématique.Deux résultats principaux ont été mis en évidence. Tout d'abord, les hypothèses simplificatrices des codes déterministes sont compatibles avec un calcul précis de l'incertitude de la puissance résiduelle. Ensuite, la méthode développée est intrusive et permet un retour d'expérience sur les données nucléaires des expériences du cycle. En particulier, ce travail a montré qu'il est déterminant de mesurer précisément les rendements de fission indépendants et de déterminer leurs matrices de covariances afin d'améliorer la précision du calcul de la puissance résiduelle.
Book Synopsis Gas-cooled Nuclear Reactors by : France. Commissariat à l'énergie atomique
Download or read book Gas-cooled Nuclear Reactors written by France. Commissariat à l'énergie atomique and published by . This book was released on 2006 with total page 192 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Download or read book Neutron Physics written by Paul Reuss and published by . This book was released on 2008 with total page 669 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Originally just an offshoot of nuclear physics, neutron physics soon became a branch of physics in its own right. It deals with the movement of neutrons in nuclear reactors and all the nuclear reactions they trigger there, particularly the fission of heavy nuclei which starts a chain reaction to produce energy. Neutron Physics covers the whole range of knowledge of this complex science, discussing the basics of neutron physics and some principles of neutron physics calculations. Because neutron physics is the essential part of reactor physics, it is the main subject taught to students of Nuclear Engineering. This book takes an instructional approach for that purpose. Neutron Physics is also intended for all physicists and engineers involved in development or operational aspects of nuclear power.
Book Synopsis Neutronics by : Jean-François Parisot
Download or read book Neutronics written by Jean-François Parisot and published by . This book was released on 2015 with total page 288 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: "Neutronics (or neutron physics) is the study of neutrins travelling through matter, of conditions for a chain reaction, and of changes in matter's composition due to nuclear reactions. It makes it possible to design and operate nuclear reactors and fuel cycle facilities."--Publisher.
Book Synopsis Use of Plutonium for Power Production by :
Download or read book Use of Plutonium for Power Production written by and published by . This book was released on 1965 with total page 176 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis From Microphysics to Macrophysics by : Roger Balian
Download or read book From Microphysics to Macrophysics written by Roger Balian and published by Springer Science & Business Media. This book was released on 2007-06-26 with total page 626 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: This popular, often cited text returns in a softcover edition to provide a thorough introduction to statistical physics and thermodynamics, and to exhibit the universal chain of ideas leading from the laws of microphysics to the macroscopic behaviour of matter. A wide range of applications illustrates the concepts, and many exercises reinforce understanding. Volume II applies statistical methods to systems governed by quantum effects, in particular to solid state physics, explaining properties due to the crystal structure or to the lattice excitations or to the electrons. The last chapters are devoted to non-equilibrium processes and to kinetic equations, with many applications included.
Book Synopsis Four Laws That Drive the Universe by : Peter Atkins
Download or read book Four Laws That Drive the Universe written by Peter Atkins and published by OUP Oxford. This book was released on 2007-09-06 with total page 142 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: The laws of thermodynamics drive everything that happens in the universe. From the sudden expansion of a cloud of gas to the cooling of hot metal, and from the unfurling of a leaf to the course of life itself - everything is directed and constrained by four simple laws. They establish fundamental concepts such as temperature and heat, and reveal the arrow of time and even the nature of energy itself. Peter Atkins' powerful and compelling introduction explains what the laws are and how they work, using accessible language and virtually no mathematics. Guiding the reader from the Zeroth Law to the Third Law, he introduces the fascinating concept of entropy, and how it not only explains why your desk tends to get messier, but also how its unstoppable rise constitutes the engine of the universe.
Book Synopsis Advances in Uranium Ore Processing and Recovery from Non-conventional Resources by : International Atomic Energy Agency
Download or read book Advances in Uranium Ore Processing and Recovery from Non-conventional Resources written by International Atomic Energy Agency and published by Agency. This book was released on 1985 with total page 344 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Author :International Atomic Energy Agency Publisher :International Atomic Energy Agency ISBN 13 :9789201063205 Total Pages :72 pages Book Rating :4.0/5 (632 download)
Book Synopsis In-Vessel Melt Retention and Ex-Vessel Corium Cooling: IAEA Tecdoc No. 1906 by : International Atomic Energy Agency
Download or read book In-Vessel Melt Retention and Ex-Vessel Corium Cooling: IAEA Tecdoc No. 1906 written by International Atomic Energy Agency and published by International Atomic Energy Agency. This book was released on 2020-08-06 with total page 72 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: This publication results from a technical meeting on phenomenology and technologies relevant to in-vessel melt retention (IVMR) and ex-vessel corium cooling (EVCC). The purpose of the publication is to capture the state of knowledge, at the time of that meeting, related to phenomenology and technologies as well as the challenges and pending issues relevant to IVMR and EVCC for water cooled reactors by summarizing the information provided by the meeting participants in a form useful to practitioners in Member States.
Download or read book New Nuclear Data written by and published by . This book was released on 1957 with total page 172 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis The Physics of Nuclear Reactors by : Serge Marguet
Download or read book The Physics of Nuclear Reactors written by Serge Marguet and published by Springer. This book was released on 2018-02-26 with total page 1462 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: This comprehensive volume offers readers a progressive and highly detailed introduction to the complex behavior of neutrons in general, and in the context of nuclear power generation. A compendium and handbook for nuclear engineers, a source of teaching material for academic lecturers as well as a graduate text for advanced students and other non-experts wishing to enter this field, it is based on the author’s teaching and research experience and his recognized expertise in nuclear safety. After recapping a number of points in nuclear physics, placing the theoretical notions in their historical context, the book successively reveals the latest quantitative theories concerning: • The slowing-down of neutrons in matter • The charged particles and electromagnetic rays • The calculation scheme, especially the simplification hypothesis • The concept of criticality based on chain reactions • The theory of homogeneous and heterogeneous reactors • The problem of self-shielding • The theory of the nuclear reflector, a subject largely ignored in literature • The computational methods in transport and diffusion theories Complemented by more than 400 bibliographical references, some of which are commented and annotated, and augmented by an appendix on the history of reactor physics at EDF (Electricité De France), this book is the most comprehensive and up-to-date introduction to and reference resource in neutronics and reactor theory.
Book Synopsis Application of the Single Failure Criterion by : International Atomic Energy Agency
Download or read book Application of the Single Failure Criterion written by International Atomic Energy Agency and published by . This book was released on 1990 with total page 82 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
