Read Books Online and Download eBooks, EPub, PDF, Mobi, Kindle, Text Full Free.
Influence Des Incertitudes Dans Les Donnees Neutroniques Sur Quelques Parametres Caracteristiques Dun Reacteur A Neutrons Rapides
Download Influence Des Incertitudes Dans Les Donnees Neutroniques Sur Quelques Parametres Caracteristiques Dun Reacteur A Neutrons Rapides full books in PDF, epub, and Kindle. Read online Influence Des Incertitudes Dans Les Donnees Neutroniques Sur Quelques Parametres Caracteristiques Dun Reacteur A Neutrons Rapides ebook anywhere anytime directly on your device. Fast Download speed and no annoying ads. We cannot guarantee that every ebooks is available!
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:
Book Synopsis Définition et validation d'un formulaire neutronique pour l'étude des propriétés des couvertures des réacteurs à neutrons rapides by : Roland Soule
Download or read book Définition et validation d'un formulaire neutronique pour l'étude des propriétés des couvertures des réacteurs à neutrons rapides written by Roland Soule and published by . This book was released on 1982 with total page 4 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
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 Contribution à l'étude des incertitudes des paramètres neutroniques d'un cœur compact et hétérogène by : Jacques Di Salvo
Download or read book Contribution à l'étude des incertitudes des paramètres neutroniques d'un cœur compact et hétérogène written by Jacques Di Salvo and published by . This book was released on 2002 with total page 196 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les caractéristiques originales du futur Réacteur d'irradiation Jules Horowitz en font un objet complexe, nécessitant la mise en œuvre d'un schéma de calcul neutronique spécifique. Ce schéma de conception doit permettre des temps de calculs courts avec un nombre minimal d'approximations pour atteindre les objectifs de précision. Cependant, l'absence d'expérience intégrale spécifique sur le réacteur rend difficile le travail de la détermination de la précision des calculs. C'est pourquoi une démarche rigoureuse, mettant particulièrement l'accent sur la validation numérique par comparaison à des benchmarks de calculs, doit être mise en œuvre La validation du calcul du schéma de conception APOLLO2 / CRONOS2 est acquise par l'intermédiaire d'un calcul étalon Monte Carlo TRIPOLI4. Des options de modélisation ont été recommandées pour obtenir des biais résiduels (écarts schéma de conception / schéma de référence) faibles.En attendant l'étape ultérieure de confrontation expérimentale, l'obtention des incertitudes sur les paramètres neutroniques d'intérêt est acquise par une étude de sensibilité systématique sur les données nucléaires de base. Cependant, les incertitudes sur les données nucléaires sont rares dans les fichiers d'évaluation. Pour générer l'information manquante, une méthode empirique basée sur la comparaison des évaluations, et complétée par des avis d'experts, est utilisée dans cette étude. Une attention particulière est portée sur le calcul des coefficients de sensibilité des paramètres intégraux aux sections efficaces, déterminés par l'intermédiaire de la théorie des perturbations ou de calculs directs. Cette étude met notamment en évidence l'importance de la prise en compte des éléments non diagonaux des matrices de covariances et de la correction de la capture thermique de l'aluminium de JEF-2.2.Il sera ensuite nécessaire de mettre en place des benchmarks expérimentaux qui permettront d'achever le travail de détermination de la précision des calculs.
Book Synopsis SYSTEMES SOUS-CRITIQUES ; CARACTERISATION ET INFLUENCE DE LA SOURCE DE NEUTRONS SUR LA NEUTRONIQUE DU REACTEUR by : FREDERIC.. ATTALE
Download or read book SYSTEMES SOUS-CRITIQUES ; CARACTERISATION ET INFLUENCE DE LA SOURCE DE NEUTRONS SUR LA NEUTRONIQUE DU REACTEUR written by FREDERIC.. ATTALE and published by . This book was released on 1997 with total page 161 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: DES PROTONS DE QUELQUES CENTAINES DE MEV ET AU DELA INTERAGISSANT AVEC UNE CIBLE NUCLEAIRE EPAISSE DE NUMERO ATOMIQUE ELEVE EMETTENT UN GRAND NOMBRE DE NEUTRONS RAPIDES (DE QUELQUES MEV) PAR SPALLATION. CES NEUTRONS CONSTITUENT LA SOURCE DE NEUTRONS D'UN SYSTEME HYBRIDE DE PRODUCTION D'ENERGIE. NOUS MONTRONS QUE NOUS POUVONS CARACTERISER AVEC UNE PARAMETRISATION ASSEZ SIMPLE, RELIEE A LA PHYSIQUE, LES DISTRIBUTIONS RADIALES, LONGITUDINALES ET ENERGETIQUES DE CETTE SOURCE ETENDUE DE NEUTRONS. CETTE PARAMETRISATION A ETE TESTEE POUR DIFFERENTES ENERGIES DE FAISCEAU AVEC DIFFERENTS CODES DE SPALLATION ET DIFFERENTES STRUCTURES DE CIBLE. DE PLUS, CETTE PARAMETRISATION PERMET L'ETUDE DE L'INFLUENCE DE LA REPARTITION SPATIALE ET ENERGETIQUE DE CETTE SOURCE SUR LA NEUTRONIQUE DU MILIEU MULTIPLICATEUR SOUS-CRITIQUE ENTOURANT LA CIBLE DE SPALLATION. LES RESULTATS OBTENUS AU TRAVERS DE L'EXPERIENCE FEAT (FIRST ENERGY AMPLIFIER TEST) QUI EUT LIEU AU CERN EN AUTOMNE 1994, MONTRENT LA VALIDITE DE CETTE PARAMETRISATION. CETTE PARAMETRISATION PERMET D'AVOIR UNE BONNE REPRESENTATION DE LA SOURCE DE NEUTRONS, ELLE OFFRE LA POSSIBILITE DE FAIRE DES BENCHMARKS EN CIBLE EPAISSE, DONNANT DIRECTEMENT A L'UTILISATEUR DES INFORMATIONS SUR LA TAILLE DE LA SOURCE ET SES SPECTRES EN ENERGIE ET ELLE PERMET D'ETUDIER LA SENSIBILITE DE LA NEUTRONIQUE AUX PARAMETRES.
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 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.
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 Traité de neutronique by : Jean Bussac
Download or read book Traité de neutronique written by Jean Bussac and published by . This book was released on 1978 with total page 678 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis Avancées dans le calcul neutronique des réacteurs à neutrons rapides by : Sébastien Czernecki
Download or read book Avancées dans le calcul neutronique des réacteurs à neutrons rapides written by Sébastien Czernecki and published by . This book was released on 1998 with total page 514 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE SYSTEME EUROPEEN DE CODES DE NEUTRONIQUE, ERANOS, DESTINE AU CALCUL DES CURS A NEUTRONS RAPIDES A INTEGRE LES PROGRES REALISES DURANT CES DERNIERES ANNEES, AUSSI BIEN AU NIVEAU DES DONNEES DE BASE, AVEC L'UTILISATION D'ERALIB1, BIBLIOTHEQUE AJUSTEE A PARTIR DES EVALUATIONS RECENTES DE JEF2.2, QUE DES CODES DE CALCUL, AVEC L'INTEGRATION DU NOUVEAU CODE DE RESEAU ECCO ET DU CODE DE CALCUL SPATIAL, TGV/VARIANT. CE CODE DETERMINISTE, BASE SUR DES METHODES NODALES VARIATIONNELLES, OFFRE LA POSSIBILITE D'EFFECTUER, POUR LA PREMIERE FOIS, DES CALCULS DANS LA THEORIE DU TRANSPORT SUR DES GRANDS CURS DE REACTEUR DANS UNE GEOMETRIE A 3 DIMENSIONS. NOTRE TRAVAIL A CONSISTE A REGROUPER AU SEIN D'UNE CHAINE DE CALCUL CES NOUVEAUX OUTILS AFIN D'EN FAIRE UN OUTIL D'ETUDE DE REACTEURS A SPECTRE RAPIDE OFFRANT UN BON COMPROMIS ENTRE PRECISION ET TEMPS D'OBTENTION DES RESULTATS. LE SCHEMA DE CALCUL A ETE DEFINI ET VALIDE. IL S'APPUIE PRINCIPALEMENT SUR CES NOUVEAUTES ET INTEGRE EN PLUS, UNE PROCEDURE SPECIFIQUE D'HOMOGENEISATION EN REACTIVITE POUR TRAITER LES EFFET IMPORTANTS D'HETEROGENEITE DES BARRES DE COMMANDE. IL A ENSUITE ETE QUALIFIE SUR DES EXPERIENCES REALISEES EN REACTEUR, EN PARTICULIER CELLES REALISEES A SUPER-PHENIX DURANT LES GRANDES CAMPAGNES D'ESSAIS EFFECTUEES A SON DEMARRAGE, ET A PHENIX. LES COMPARAISONS CALCUL/EXPERIENCE SUR LES PARAMETRES NEUTRONIQUES DU CUR ONT MIS EN EVIDENCE LES AVANCEES SIGNIFICATIVES QU'APPORTE CE NOUVEAU SCHEMA PAR RAPPORT A L'ANCIEN. LES ECARTS SONT TRES SATISFAISANTS SUR DES PARAMETRES COMME LA MASSE CRITIQUE, LE POIDS EN REACTIVITE DES ABSORBANTS ET LA DISTRIBUTION DE LA PUISSANCE PAR ASSEMBLAGE DANS LE CUR. CONCERNANT CE PARAMETRE, LES ECARTS OBSERVES AVEC L'ANCIEN SCHEMA ONT ETE DIMINUES MAIS UNE ETUDE DETAILLEE A PERMIS DE COMPRENDRE COMMENT LES EFFETS DE METHODES MAIS SURTOUT CEUX DES DONNEES DE BASE PEUVENT INFLUENCER LA FORME RADIALE DE LA NAPPE DE PUISSANCE.
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
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'étude des incertitudes des paramètres neutroniques d'un coeur compact et hétérogène by : Jacques Di Salvo
Download or read book Contribution à l'étude des incertitudes des paramètres neutroniques d'un coeur compact et hétérogène written by Jacques Di Salvo and published by . This book was released on 2002 with total page 196 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
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).
Book Synopsis Développements et validation de calculs à énergie continue pondérés par l'importance by : Guillaume Truchet
Download or read book Développements et validation de calculs à énergie continue pondérés par l'importance written by Guillaume Truchet and published by . This book was released on 2015 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entrée (e.g. données nucléaires, tolérances de fabrications, etc.) aux résultats finaux calculés par les codes (e.g. keff, taux de réaction, etc.). Pour propager les incertitudes, il est de coutume de faire l'hypothèse de petites variations autour d'une référence et de calculer, dans un premier temps, des profils de sensibilités. Or, les codes Monte-Carlo, qui se sont imposés comme des références de calcul, ne possèdent pas -- ou n'ont intégré que très récemment -- un moyen direct de calculer des sensibilités et donc de réaliser un calcul précis d'incertitudes. Les approches déterministes, elles, permettent le calcul de ces sensibilités mais introduisent parfois de très fortes hypothèses, notamment sur la géométrie.Le premier objectif de se travail de thèse est d'introduire dans le code Monte Carlo du CEA de transport des neutrons, TRIPOLI-4, des méthodes à même de calculer des profils de sensibilités du keff aux données nucléaires ou à toute autre perturbation. Pour cela, il a d'abord été nécessaire de mettre en place le calcul du flux adjoint d'un milieu critique. Pour la première fois, et grâce aux développements informatiques de ce travail, il a été possible de calculer dans un cas réel, concret, et applicatif, des spectres de flux adjoints en un point quelconque d'un réacteur. Ceci a été réalisé à l'aide de la probabilité itérée de fission (Iterated Fission Probability ou IFP) qui assimile le flux adjoint à l'importance d'un neutron dans un réacteur exactement critique. Ce calcul de flux adjoint a, par la suite, ouvert la porte au premier développement d'une méthode de calcul de « perturbations exacte » en Monte Carlo, théorie qui permet de s'affranchir des hypothèses de petites variations, et qui ouvre la porte à certaines applications jusqu'alors difficiles à analyser.Au delà de l'analyse poussée de la méthode IFP et de son application au calcul de flux adjoint, cette thèse propose également, d'obtenir dans le code TRIPOLI-4, les paramètres cinétiques d'un réacteur pondérés par le flux adjoint ou bien des aires de migration. A cette fin, l'implémentation reprend et améliore un algorithme déjà développé par la communauté scientifique pour estimer des perturbations au premier ordre.
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.
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:
