Conclusion sur le calcul des incertitudes

Les incertitudes sur les paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances, la sûreté et les coûts du réacteur. Ces incertitudes ont des origines diverses mais la contribution la plus importante vient des données nucléaires.

Différentes méthodes de propagation des incertitudes existent. La méthode développée au cours de la thèse se base sur l’évaluation des coefficients de sensibilités par perturbation. Ainsi, les outils de perturbations développés au sein de PARIS pour calculer les coefficients de contre-réactions en théorie du transport (Sn-3D) ont été adaptés afin de calculer des sensibilités des grandeurs neutroniques aux données nucléaires.

Ces coefficients de sensibilités ont été comparés aux coefficients calculés en approximation de la diffusion. La comparaison montre des différences importantes, en particulier pour les sensibilités aux réactions de diffusions élastiques et inélastiques du sodium ou des isotopes de l’acier. Comme pour les grandeurs neutroniques, l’apport des méthodes Sn-3D a ainsi été mis en avant pour le calcul des coefficients sensibilités.

Ces sensibilités ont ensuite été combinées aux matrices de variances-covariances afin d’estimer les incertitudes sur les paramètres neutroniques. Le niveau actuel des covariances sur les données nucléaires implique des incertitudes similaires en utilisant des sensibilités obtenues en transport exact ou en diffusion pour :

 le facteur de multiplication effectif,

 l’effet Doppler,

 les effets de dilatation des gaines et des tubes hexagonaux,

 l’effet de dilatation du sommier,

 l’effet de dilatation du combustible.

Néanmoins, les niveaux des incertitudes associés aux effets liés à la perte de sodium dans le cœur ne sont pas similaires, mettant ainsi en avant l’importance du traitement en transport pour ces effets neutroniques. Compte tenu du niveau des variances et covariances des matrices actuelles, il apparaît finalement suffisant de calculer les coefficients de sensibilité sur les paramètres neutroniques en approximation de la diffusion pour les différentes grandeurs excepté pour les effets associés à la dilatation ou à la vidange du sodium qui nécessitent un traitement plus spécifique en transport exact. Parallèlement à ce travail, des développements ont été réalisés pour calculer des sensibilités sur le pic de fission dans le cœur et les paramètres cinétiques en mettant en œuvre la théorie des perturbations généralisées. Ces outils complètent ainsi la méthodologie et permettent d’avoir accès aux incertitudes sur l’ensemble des paramètres neutroniques utilisés pour simuler les transitoires. Suite à ces développements, les incertitudes sur les paramètres neutroniques obtenues avec la bibliothèque de données nucléaires JEFF3.1.1 associée à la matrice de covariance COMAC.v.0 ont été évaluées.

Les incertitudes globales à 1  sur les différents paramètres, issues des données nucléaires, en début de vie sont de l’ordre de : 1400 pcm sur la réactivité, 130 pcm sur l’effet de vidange, 15 % sur l’effet de dilatation sodium, 5 % sur l’effet Doppler et de l’ordre de 2% à 6 % sur les autres paramètres étudiés.

Ces incertitudes ont alors été décomposées par isotope et réaction afin d’identifier à la fois les contributeurs majoritaires et les pistes de progrès, dans l’objectif d’une amélioration des évaluations des données nucléaires. Ces analyses ont mis en avant une contribution importante des incertitudes associées à la fission du Pu239, à la capture et à la diffusion de l’inélastique de l’U238 et des contributions plus faibles des réactions de diffusions élastiques du Na23 et du Fer56.

Un exercice similaire a été réalisé en utilisant la bibliothèque ENDF-BVII-1 et la matrice de covariances COMMARA. La comparaison des résultats obtenus avec chacune des bibliothèques a mis en avant, globalement, des bons accords sur la valeur globale des grandeurs neutroniques avec néanmoins des compensations importantes entre les contributions des isotopes et des réactions. Ces écarts sont compris dans les intervalles d’incertitudes obtenus avec les matrices de covariances associées à chaque bibliothèque.

Ce travail a mis en avant des bons accords sur les niveaux d’incertitudes des données nucléaires. Toutefois, il ne permet pas de conclure que les incertitudes issues des données nucléaires ne sont pas sous-estimées. En effet, les différentes évaluations de données nucléaires se rapportent parfois à la même base expérimentale impliquant ainsi une interdépendance assez forte.

Suivant le même objectif, c’est-à-dire, avec la volonté de vérifier que les incertitudes sur les données nucléaires ne sont pas sous-évaluées mais également, avec l’idée d’illustrer le travail de validation expérimentale des outils de calculs, il a été décidé de réinterpréter les mesures d’effet Doppler réalisées sur le cœur de démarrage du réacteur SUPER-PHENIX. La comparaison calcul-expérience a permis de vérifier que les valeurs calculées se situent dans les intervalles d’incertitudes mais ne permet pas de conclure quant à la précision de différentes méthodes (tous les écarts C-E sont dans l’intervalle d’incertitude). Toutefois, l’incertitude de calcul (données nucléaires uniquement) à 1

permet de recouvrir les écarts C-E avec SNATCH alors que 2 sont nécessaires avec la théorie de la diffusion.

Les incertitudes de calcul sont des incertitudes « optimistes » car elles ne prennent pas en compte les incertitudes de caractère technologique ni l’impact de l’irradiation. Ces incertitudes devront être estimées précisément avec la méthodologie détaillée dans ce document afin de conclure quant au niveau à prendre en compte pour les futures études de sûreté.

En outre, d’autres expériences devront être interprétées pour valider les schémas de calculs des RNR-Na. Un point particulier devra être porté sur la qualité des mesures et la maîtrise des incertitudes afin d’obtenir une information exploitable dans le cadre de la démarche VVQI.

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