Contribution A Levaluation Des Incertitudes Sur Les Sections Efficaces Neutroniques Pour Les Reacteurs A Neutrons Rapides

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Contribution à l'évaluation des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques, pour les réacteurs à neutrons rapides

Author : Edwin Privas
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ISBN 13 :
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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.

Estimation des incertitudes dans l'évaluation des sections efficaces de réactions nucléaires

Author : Benoît Habert
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Total Pages : 122 pages
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Book Synopsis Estimation des incertitudes dans l'évaluation des sections efficaces de réactions nucléaires by : Benoît Habert

Download or read book Estimation des incertitudes dans l'évaluation des sections efficaces de réactions nucléaires written by Benoît Habert and published by . This book was released on 2009 with total page 122 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les calculs neutroniques pour la physique des réacteurs s’appuient sur les sections efficaces de réactions nucléaires. Les incertitudes sur les résultats de ces calculs sont en partis dues à celles des sections efficaces. Cette thèse présente des méthodes de propagation d’incertitudes pour chaque étape de l’évaluation des sections efficaces : d’abord pour propager celles des données expérimentales et ensuite pour obtenir celles des paramètres de modèles nucléaires utilisés dans un ajustement. Ce deuxième point a donné lieu à la mise en place de nouvelles méthodes de marginalisation de paramètres dits « de nuisances ». Pour finir, elle présente l’utilisation d’expériences faites en réacteurs pour améliorer les valeurs des sections efficaces et diminuer leurs incertitudes.

Mise au point et validation d'un nouveau formulaire adapté au calcul des protections neutroniques des réacteurs à neutrons rapides

Author : Emmanuel Lefevre
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Total Pages : 464 pages
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Book Synopsis Mise au point et validation d'un nouveau formulaire adapté au calcul des protections neutroniques des réacteurs à neutrons rapides by : Emmanuel Lefevre

Download or read book Mise au point et validation d'un nouveau formulaire adapté au calcul des protections neutroniques des réacteurs à neutrons rapides written by Emmanuel Lefevre and published by . This book was released on 1996 with total page 464 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE FORMULAIRE DE CALCUL NEUTRONIQUE ERANOS DES REACTEURS A NEUTRONS RAPIDES EST DEVELOPPE AU CEA POUR LES CALCULS DE CUR ET DE PROTECTION. IL S'APPUIE SUR LES DONNEES NUCLEAIRES EVALUEES JEF2 ET LES MODULES DE CALCUL DE CELLULES ECCO ET DE TRANSPORT BISTRO ET VARIANT. CETTE THESE TRAITE DE LA DEFINITION ET DE LA VALIDATION D'UNE ROUTE DE CALCUL DES PROTECTIONS NEUTRONIQUES AU SEIN DE CE FORMULAIRE. DANS CE BUT, ON ETUDIE LES DIFFERENTS PHENOMENES PHYSIQUES A PRENDRE EN COMPTE ET ON CHOISIT LES ALGORITHMES PERMETTANT LEUR DESCRIPTION. UNE METHODE ORIGINALE DE CALCUL DE L'AUTOPROTECTION EST AINSI DEVELOPPEE POUR LE TRAITEMENT DES PHENOMENES DE FENETRES (PROPAGATION DES NEUTRONS DANS LES CREUX DE RESONANCE). ON DEFINIT UN SCHEMA DE CALCUL STANDARD DONT CHAQUE OPTION (DECOUPAGE ENERGETIQUE, AUTOPROTECTION, TRAITEMENT DU RALENTISSEMENT, ANISOTROPIE DU CHOC ET DU FLUX, MAILLAGE SPATIAL) EST VALIDEE PAR DES CALCULS ETALONS. LA QUALIFICATION DU FORMULAIRE EST OBTENUE PAR L'INTERPRETATION D'EXPERIENCES ASPIS ET JANUS REALISEES A WINFRITH SUR DES MAQUETTES REPRESENTATIVES DE PROTECTIONS. UNE METHODE DE CALCUL DE L'AUTOPROTECTION DES DETECTEURS A ACTIVATION ET DE LA PERTURBATION LOCALE DU FLUX ENGENDREE PAR LEUR PRESENCE EST DEVELOPPEE. LES ECARTS ENTRE VALEURS CALCULEES ET VALEURS MESUREES SONT FAIBLES COMPTE TENU DES INCERTITUDES EXPERIMENTALES ET DES INCERTITUDES SUR LA VALEUR DES SECTIONS EFFICACES D'ACTIVATION. UN CALCUL DE L'ACTIVATION DU SODIUM DU CIRCUIT SECONDAIRE DE SUPERPHENIX DANS SA CONFIGURATION INITIALE EST EFFECTUE. LA VALEUR OBTENUE, TRES PROCHE DE LA VALEUR MESUREE, CONFIRME LES EXCELLENTES PERFORMANCES DU FORMULAIRE

Définition et validation d'un formulaire neutronique pour l'étude des propriétés des couvertures des réacteurs à neutrons rapides

Author : Roland Soule
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Book Synopsis Définition et validation d'un formulaire neutronique pour l'étude des propriétés des couvertures des réacteurs à neutrons rapides by : Roland Soule

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Contribution à la modélisation des spectres de neutrons prompts de fission .Propagation d'incertitudes sur un calul de fluence cuve

Author : Léonie Berge
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Book Synopsis Contribution à la modélisation des spectres de neutrons prompts de fission .Propagation d'incertitudes sur un calul de fluence cuve by : Léonie Berge

Download or read book Contribution à la modélisation des spectres de neutrons prompts de fission .Propagation d'incertitudes sur un calul de fluence cuve written by Léonie Berge and published by . This book was released on 2015 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le spectre des neutrons prompts de fission (PFNS) est une donnée très importante pour diverses applications de la physique nucléaire. Cependant, en dehors du spectre de la fission spontanée du 252Cf, qui est reconnu comme un standard international et est utilisé pour la métrologie, le PFNS reste mal connu pour la plupart des noyaux fissionnants. En particulier, pour la fission rapide (induite par un neutron de plus de 100 keV environ), il existe peu de mesures, et les évaluations internationales présentent de fortes contradictions. De plus, il existe très peu de données sur les covariances associées aux diverses évaluations du spectre. Dans cette thèse, trois aspects de l'évaluation du PFNS sont abordés. Le premier aspect est la modélisation du spectre via le code FIFRELIN, développé au CEA Cadarache, qui simule la chaine de désexcitation des fragments de fission par émissions successives de neutrons et gammas prompts par la méthode de Monte-Carlo. Ce code a pour vocation de calculer les observables de fission dans un même calcul cohérent, à partir des distributions en masse, en énergie cinétique et en spin des fragments de fission. FIFRELIN a donc un caractère prédictif que n'ont pas les modèles analytiques utilisés pour décrire le PFNS. Une étude des paramètres de modèle influents, notamment le paramètre de densité de niveaux, est mené afin de tenter de mieux reproduire le spectre. Le deuxième aspect de la thèse concerne l'évaluation du PFNS et de sa matrice de covariance. On propose une méthodologie pour évaluer le spectre et sa matrice de covariance de manière rigoureuse, à travers l'outil CONRAD du CEA Cadarache. Ceci implique la modélisation du spectre à travers des modèles simples, notamment celui de Madland-Nix qui est le plus utilisé dans les évaluations, en ajustant les paramètres de ces modèles afin de reproduire les données expérimentales. La matrice de covariance provient de la propagation rigoureuse des sources d'incertitude qui interviennent dans le calcul. En particulier, les incertitudes systématiques liées au dispositif expérimental sont propagées par des techniques de marginalisation. La marginalisation permet de propager ces incertitudes sur le spectre calculé, en obtenant des incertitudes réalistes sans besoin d'être artificiellement rehaussées comme c'est souvent le cas dans le cadre d'ajustements bayésiens. La propagation de ces incertitudes expérimentales impacte aussi la matrice de corrélation du spectre calculé. On présente les résultats pour la fission induite par neutron thermique de l'235U et du 239Pu. Pour le modèle de Madland-Nix avec section inverse constante, l'énergie moyenne des neutrons prompts obtenue est de 1.979 MeV pour l'235U, et de 2.087 MeV pour le 239Pu. Le dernier aspect de la thèse est l'étude de l'impact du PFNS et de ses covariances sur le calcul du flux neutronique sur la cuve d'un réacteur. L'enjeu est de taille, car l'estimation de la fluence au niveau de la cuve d'un réacteur détermine l'intégrité de celle-ci, et donc la durée de vie du réacteur. On observe l'importance des termes de corrélations du spectre pour calculer notamment l'incertitude sur le flux intégré au-dessus de 1 MeV, de l'ordre de 6% (incertitude due seulement au spectre).

Contribution à la validation du calcul de la puissance résiduelle des réacteurs à neutrons rapides

Author : Aurélie Calame
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Book Synopsis Contribution à la validation du calcul de la puissance résiduelle des réacteurs à neutrons rapides by : Aurélie Calame

Download or read book Contribution à la validation du calcul de la puissance résiduelle des réacteurs à neutrons rapides written by Aurélie Calame and published by . This book was released on 2020 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: La puissance résiduelle est émise par un réacteur nucléaire après son arrêt. La connaissance de cette dernière est importante à diverses étapes du cycle du combustible, et représente un intérêt majeur pour la sûreté. Elle repose notamment sur la connaissance des bilans matières. Le formulaire DARWIN3 a vocation à devenir le nouveau code déterministe multifilière de calcul des bilans matière et de la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides, cependant il nécessite d'être validé par des comparaisons à des mesures expérimentales, à son prédécesseur, et à un code de référence Monte Carlo. Pour le calcul des bilans matières, DARWIN3 offre des résultats semblables au code Monte Carlo pour la majorité des isotopes, cependant il semble complexe de prédire le flux neutronique dans la couverture fertile. En comparaison à son prédécesseur, DARWIN3 semble plus précis. Les productions d'actinides majeurs sont semblables dans le cœur interne mais des désaccords sont observés pour les autres actinides. Dans la couverture fertile, des désaccords sont également observés. Pour le calcul de la puissance résiduelle, DARWIN3 offre des résultats semblables aux précédentes interprétations. Une sous-estimation semblable aux précédents résultats est observée. Il semblerait que les désaccords entre l'expérience et les valeurs calculées soient dus à une sous-estimation des incertitudes expérimentales, et / ou un biais technologique non encore identifié. Il serait ainsi nécessaire de pouvoir coupler la mesure de la puissance résiduelle à l'analyse des bilans matières afin de s'affranchir des biais du niveau de flux et d'avoir une meilleure compréhension des écarts observés.

Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes

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Author : Nicolas Blanc de Lanaute
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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. (...).

Influence des incertitudes dans les données neutroniques sur quelques paramètres caractéristiques d'un réacteur à neutrons rapides

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Author : J. Y. Barre
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Total Pages : 94 pages
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Book Synopsis Influence des incertitudes dans les données neutroniques sur quelques paramètres caractéristiques d'un réacteur à neutrons rapides by : J. Y. Barre

Download or read book Influence des incertitudes dans les données neutroniques sur quelques paramètres caractéristiques d'un réacteur à neutrons rapides written by J. Y. Barre and published by . This book was released on 1968 with total page 94 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Analyse des erreurs induites par une modélisation simplifiée sur l'évolution des combustibles REP Impact des fuites neutroniques dans les calculs cellules

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Author : Alice Somaini
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Book Synopsis Analyse des erreurs induites par une modélisation simplifiée sur l'évolution des combustibles REP Impact des fuites neutroniques dans les calculs cellules by : Alice Somaini

Download or read book Analyse des erreurs induites par une modélisation simplifiée sur l'évolution des combustibles REP Impact des fuites neutroniques dans les calculs cellules written by Alice Somaini and published by . This book was released on 2017 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les études de scénarios d'un parc électronucléaire, ainsi que les études de sûreté, sont essentielles pour explorer les différentes stratégies du nucléaire du futur. Pour mener à bien ces études, il est nécessaire d'estimer le temps d'irradiation d'un combustible donné, ainsi que sa composition isotopique pendant la campagne de production d'électricité. Ces estimations reposent sur des simulations de réacteurs nucléaires, dont les calculs d'évolution doivent être les plus représentatifs possible. Les schémas de calcul classiquement utilisés s'effectuent en deux étapes : un calcul cellule pour résoudre l'équation du transport des neutrons (de type déterministe ou Monte Carlo) suivi d'un calcul cœur (déterministe). Le calcul cellule est une simulation d'évolution d'un assemblage dans des conditions infinies. À partir de ce calcul, des sections efficaces homogénéisées et condensées, ainsi que des grandeurs de diffusion, sont calculées comme données d'entrée pour l'étape suivante, celle du calcul cœur. Le calcul cellule est donc une étape fondamentale et celui-ci doit être le plus représentatif possible d'un assemblage du cœur. Or, les approximations à la base de ce modèle sont nombreuses, plus particulièrement les fuites neutroniques sont négligées. L'objectif de ce travail est d'étudier les effets physiques de fuites neutroniques et de quantifier les biais associés par rapport à une simulation infinie. Dans une première partie, la problématique des fuites neutroniques axiales est étudiée. Dans ce cas, les fuites de neutrons provoquent une variation forte du spectre neutronique localisée dans les derniers centimètres de l'assemblage ainsi qu'une variation plus faible mais globale sur l'ensemble de l'assemblage. Une deuxième partie est dédiée aux fuites radiales de neutrons. L'effet des assemblages voisins, ainsi que le comportement particulier des assemblages en position périphérique sont étudiés et les biais de composition en fin d'irradiation sont quantifiés. Un calcul d'évolution d'un réacteur très simplifié permet de visualiser, dans une dernière partie, l'ensemble des effets physiques observés et qui impactent l'évolution de l'irradiation. De nombreuses approximations du calcul cellule restent à explorer, comme le suivi de réactivité, par l'intermédiaire de la concentration du poison de neutrons thermiques solubilisé dans le modérateur ou présent dans le combustible. Cependant, la détermination des phénomènes physiques à prendre en compte pour le calcul cellule représente une première étape indispensable vers une amélioration de la représentativité du calcul cellule, voire conduire à des nouvelles méthodes de simulation d'un cœur du réacteur. À terme, les quantifications des biais liés aux fuites neutroniques serviront à estimer l'incertitude sur les compositions isotopiques du combustible en fin d'irradiation. Ces incertitudes, propagées dans les études de scénarios, permettront de quantifier le degré de validité des résultats obtenus.

Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère

Author : Bastien Faure
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ISBN 13 : 9781369488296
Total Pages : 165 pages
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Book Synopsis Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère by : Bastien Faure

Download or read book Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère written by Bastien Faure and published by . This book was released on 2016 with total page 165 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Développement d'une méthode de qualification et quantification des incertitudes des caractéristiques neutroniques du cœur d'ASTRID en fin de cycle

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Author : Martin Foissy
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ISBN 13 :
Total Pages : 0 pages
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Book Synopsis Développement d'une méthode de qualification et quantification des incertitudes des caractéristiques neutroniques du cœur d'ASTRID en fin de cycle by : Martin Foissy

Download or read book Développement d'une méthode de qualification et quantification des incertitudes des caractéristiques neutroniques du cœur d'ASTRID en fin de cycle written by Martin Foissy and published by . This book was released on 2020 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium offrent des perspectives intéressantes pour la filière nucléaire car ils permettent de gérer au mieux le stock actuel de matériaux nucléaires. Afin de répondre aux critères de sûreté actuels, le concept de cœur CFV d'ASTRID comporte des innovations géométriques pour obtenir un comportement accidentel pardonnant. La démonstration de sûreté du réacteur ASTRID s'appuie sur la qualification des grandeurs neutroniques, c'est-à-dire la vérification, la validation numérique et la quantification des incertitudes avec confrontation aux expériences intégrales. L'objectif de l'approche adoptée ici est de calculer au mieux ces grandeurs (Best Estimate) et d'y associer un niveau de confiance (Plus Uncertainty). Cette démarche BEPU n'a jamais été utilisée pour établir le dossier de sûreté d'un réacteur de manière prédictive. Après assimilation, l'incertitude sur la masse critique en début de vie est réduite de 1300 pcm à 660 pcm ; l'incertitude sur l'effet Doppler passe de 4,4% à 1,7% ; l'incertitude sur le beta_{eff} passe de 5,1% à 3,8% et l'incertitude d'effet de vidange est portée à 26 cents.En outre, les contre-réactions se dégradent au cours de l'évolution ; le calcul d'incertitude en fin de cycle constitue une difficulté supplémentaire nécessitant le calcul de sensibilités couplées Boltzmann-Bateman. L'incertitude sur la perte de réactivité est de 55.2% (4.6) si on tient compte de ce couplage et de seulement 36.5% si on se limite à la partie Boltzmann. La validation de la chaîne d'évolution a fait l'objet d'un travail spécifique permettant de réduire l'écart C/E de la perte de réactivité de Superphénix.

Use of Plutonium for Power Production

Author :
Publisher :
ISBN 13 :
Total Pages : 176 pages
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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:

Gas-cooled Nuclear Reactors

Author : France. Commissariat à l'énergie atomique
Publisher :
ISBN 13 :
Total Pages : 192 pages
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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:

Neutron Physics

Author : Paul Reuss
Publisher :
ISBN 13 : 2759800415
Total Pages : 669 pages
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Book Synopsis Neutron Physics by : Paul Reuss

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.

Neutronics

Author : Jean-François Parisot
Publisher :
ISBN 13 :
Total Pages : 288 pages
Book Rating : 4.3/5 ( download)

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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.

From Microphysics to Macrophysics

Author : Roger Balian
Publisher : Springer Science & Business Media
ISBN 13 : 3540454802
Total Pages : 626 pages
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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.

Four Laws That Drive the Universe

Author : Peter Atkins
Publisher : OUP Oxford
ISBN 13 : 0191647632
Total Pages : 142 pages
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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.