Détermination des sensibilités de la réactivité du RJH aux sections efficaces

Une propagation directe d’une perturbation des sections efficaces a été réalisée avec le formulaire HORUS3D/N V4.0 afin de déterminer les vecteurs de sensibilités de la réactivité aux réactions d’intérêt. Le module de perturbation directe des sections d’APOLLOβ perturbe la section étudiée du niveau souhaité sur les groupes énergétiques demandés. Puis les bibliothèques perturbées de sections homogénéisées et condensées (saphybs) sont utilisées pour le calcul 3D avec CRONOS2. Les vecteurs de sensibilités à 15 groupes énergétiques ont ainsi été déterminés pour les isotopes et réactions cités précédemment.

Le schéma de calcul TRIPOLI4 du RJH a servi pour la détermination des sensibilités de l’aluminium et pour la validation du calcul de sensibilité (fission et capture de l’235

U).

Le calcul de la sensibilité de la réactivité du cœur a été déterminé à un seul groupe d’énergie avec TRIPOLI4 afin de comparer avec les résultats que fournit HORUS3D/N V4.0.

-5 0 5 10 15 20

1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07

S en si b il ité (p cm /% /u ) Energie (eV)

Profils de sensibilité de la réactivité du RJH à la section de diffusion élastique de l'27_{Al à 15 et 6 groupes d'énergie}

15 Groupes 6 Groupes

62

schéma de calcul TRIPOLI4 3D (± 1 ) APOLLO2 / CRONOS2

(HORUS3D/N V4.0) Méthode de perturbation Perturbation directe (FILE 3) du

fichier ENDF

Perturbation directe de la section efficace (module CHABINT) Sensibilité de la réactivité à la section

de fission de l’235

U 194 ± 5 pcm/% 197 pcm/%

Sensibilité de la réactivité à la section de Capture de l’235

U -122 ± 5 pcm/% -126 pcm/%

Tableau 12 : Effets en réactivité des perturbations des sections de fission et de capture de l'235U avec TRIPOLI4 et HORUS3D/N V4.0.

Le Tableau 12 montre que les sensibilités calculées de manière directe pour la réaction de fission et pour la réaction de capture de l’235

U sont très pertinentes par rapport aux sensibilités déterminées par TRIPOLI4 en tenant compte des incertitudes de convergence à 1 .

Les sensibilités de la diffusion ont également été déterminées par HORUS3D/N. Les profils ont été obtenus à fuites imposées et à fuites nulles afin de connaître l’effet de la diffusion de chaque noyau sur le coefficient de diffusion. Toutefois, la comparaison ne relève aucune différence marquante.

Le profil de sensibilité à la capture de l’27

Al correspond bien à celui obtenu par perturbations directes avec TRIPOLI4. Les profils de sensibilité à la diffusion présente néanmoins un certain écart. En prenant comme profil de la diffusion totale la somme des diffusions élastique et inélastique et en comparant au profil de la diffusion totale déterminé par HORUS3D/N V4.0, on obtient la Figure 21. L’écart entre les deux profils est très marqué à hautes énergies, indiquant qu’HORUSγD/N V4.0 surestime l’effet de la diffusion.

La Figure 22 et la Figure 23 présentent les profils de sensibilité de la réactivité du RJH aux sections de l’235

U et de l’238U. La réactivité est très sensible aux sections thermiques de l’235U et à la capture de l’238_{U. Le coefficient de multiplication effectif est quasiment proportionnel au de l’}235

U, ce qui résulte en une sensibilité très importante comme observé sur la Figure 22.

Figure 21 : Profils de sensibilité de la réactivité du RJH à la section de diffusion de l’27

Al par TRIPOLI4 et HORUS3D/N V4.0. -5 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45

1.E-04 1.E-02 1.E+00 1.E+02 1.E+04 1.E+06

S en si b il ité e (p cm /% /u ) Energie (eV)

Sensibilité RJH à la section de diffusion totale de l'27_Al

HORUS V4.0 (APOLLO2 + CRONOS2) TRIPOLI 4

PARTIE III :

APPLICATION AU CALCUL D’INCERTITUDES SUR LA RÉACTIVITÉ DU CŒUR RJH

63 Figure 22 : Vecteurs de sensibilité de la réactivité aux

sections efficaces et au de l'235

U.

Figure 23 : Vecteurs de sensibilité de la réactivité aux sections efficaces et au de l'238

U.

A.4

Conclusion

Les sensibilités de la réactivité du réacteur RJH aux données nucléaires ont été déterminées par l’utilisation de codes neutroniques :

 le code de référence TRIPOLI4 qui permet de valider les calculs de sensibilité et qui détermine les sensibilités aux sections de diffusion de l’aluminium.

 le code APOLLO2 qui permet de modifier les sections efficaces neutroniques afin de propager la perturbation dans un calcul cœur avec le code CRONOS2.

La détermination des incertitudes est réalisée avec le maillage à 15 groupes, qui a été défini par le groupe européen JEFF pour traiter à la fois les domaines thermique et rapide.

La partie suivante présente les principales données nucléaires de base (sections efficaces, distributions angulaires et incertitudes associées) des isotopes d’intérêt pour le RJH, qui seront utilisées pour la détermination des incertitudes dans le dernier chapitre de cette partie.

B

LES DONNÉES NUCLÉAIRES DE BASE

Les données nucléaires de base représentent la principale source d’erreur dans les codes Monte-Carlo (cf. partie II, §A.2.1). La maîtrise des sections efficaces et autres données nucléaires ainsi que leurs incertitudes associées est donc primordiale pour des résultats de simulation fiables.

Le besoin de disponibilité et de partage des données nucléaires ainsi que l’utilisation systématique par les codes de calculs ont nécessité une mise en forme standardisée, sous le format ENDF [54](Evaluated Nuclear Data File). C’est dans ce format là que sont regroupées les évaluations internationales et c’est à partir de ces fichiers que les codes de calculs Monte-Carlo récupèrent les données nécessaires à la simulation.

Cette partie présente de façon non exhaustive la mise en forme des données dans un fichier ENDF, puis les données concernant les principaux isotopes du RJH. Les incertitudes et les corrélations sur les sections sont critiquées et lorsque les données ne sont pas satisfaisantes, une amélioration des matrices de variance-covariance est proposée (par comparaison aux autres évaluations internationales et aux -40 -20 0 20 40 60 80 100 120

1.E-4 1.E-2 1.E+0 1.E+2 1.E+4 1.E+6 1.E+8

S en si b il ité (p cm / % /u ) Energie (eV) NU FISSION CAPTURE DIFFUSION -10 -8 -6 -4 -2 0 2 4 6

1.E-4 1.E-2 1.E+0 1.E+2 1.E+4 1.E+6 1.E+8

S en si b il ité (p cm /% /u ) Energie (eV) NU FISSION CAPTURE DIFFUSION

64

données expérimentales pour le béryllium ou par une méthode rigoureuse de marginalisation rétroactive dans le cas de l’aluminium). De plus, la prise en compte d’expériences intégrales ciblées (dans le cas de l’235

U) permet une meilleure fiabilité de la matrice de covariance associée à l’évaluation JEFF-3.1.1 pour des applications sur certains types de réacteurs comme le cas du RJH. Les parties suivantes présentent les données nucléaires (sections, distributions angulaires et covariances) des principaux isotopes du RJH qui seront utilisées dans la suite et qui proviennent des évaluations en format ENDF. L’uranium βγ5 et βγ8 sont les principaux composants absorbants du combustible RJH neuf et revêtent ainsi une importance de premier ordre (les sensibilités de la réactivité à la fission de l’235_{U et à la capture de l’}238

U sont très fortes (Figure 22 et Figure 23)). Le béryllium forme le réflecteur, l’eau sert de modérateur et de caloporteur. Leurs isotopes ont donc un rôle important au niveau de la diffusion des neutrons.

Enfin, l’aluminium est présent à la fois dans le combustible et les gaines et constitue le casier, les suiveurs de barres de contrôle et les mandrins inter-assemblages et c’est donc la capture comme la diffusion auxquelles nous porterons une attention particulière notamment par une ré-estimation des incertitudes associées à ces sections.