Présentation des codes de calculs

Les codes utilisés sont de deux natures diérentes, certains procèdent à une résolution détermi- niste de l'équation du transport, d'autres eectuent cette résolution par le biais d'une simulation Monte Carlo.

9.2.1 PARTISN

PARTISN est un code déterministe, développé au Los Alamos National Laboratory (LANL) [105], qui résoud l'équation directe ou adjointe du transport des particules neutres (neutrons et photons). Il met en oeuvre la méthode des ordonnées discrètes pour traiter la variable angulaire, la variable spatiale est discrétisée à partir d'un schéma diamant. Ce code permet de traiter des géométries régulières à trois dimensions spatiales, il fait donc partie de la famille des codes SN 3D. PARTISN ore une certaine exibilité quant aux congurations géométriques qu'il est capable de traiter. Le maillage en espace peut être déni selon plusieurs systèmes de coordonnées :

ˆ en coordonnées cartésiennes (x, y, z) :  la géométrie plane (x) 1D ;  la géométrie (x, y) 2D ;  la géométrie (x, y, z) 3D ; ˆ en coordonnées cylindriques (r, θ, z) :  le cylindre inni (r) 1D ;  le cylindre ni (r, z) 2D ;  sa représentation radiale (r, θ) 2D ;  le cylindre ni (r, θ, z) en 3D ; ˆ en coordonnées sphériques (ρ, θ, ϕ) :

 seule la géométrie sphérique (r) 1D est accessible.

Pour les problèmes à géométrie curviligne, un schéma diamant est utilisé pour la discrétisation angulaire.

PARTISN permet de résoudre à la fois les problèmes à source xe et les problèmes de criticité. Le code inclut de nombreuses options dans le but d'optimiser la résolution du problème traité, citons :

 pour le maillage spatial, des options de maillage adaptatif et des schémas à ordres élevés (discontinus linéaires ou exponentiels) ;

 accélération de la convergence selon les méthodes DSA ou TSA ("Diusion/Transport Syn- thetic Acceleration") ;

 diérents schémas de quadrature : Gauss-Legendre, Galerkin, Tchebychev-Legendre, les di- rections et poids du schéma peuvent également être spéciés en données brutes par l'utili- sateur.

En outre, ce code ore la possibilité de traiter les problèmes dépendant de la variable tempo- relle, citons par exemple les calculs avec évolution du combustible ou les problèmes de cinétique des réacteurs.

9.2. PRÉSENTATION DES CODES DE CALCULS PARTISN admet comme données d'entrée des sections ecaces multigroupes au format ANISN, sous forme binaire ou ASCII. Les données fournies sous forme ASCII doivent être agencées selon la convention FIDO [102], quelle qu'en soit la variante, "xed eld" ou "free eld". La section 9.3 exposera la méthode qui a été utilisée pour générer des bibliothèques sous de tels formats.

Soulignons enn que le code ore la possibilité d'être compilé en version parallélisable. C'est la version 4.00, datant de 2005, qui a été utilisée au cours de ce travail.

9.2.2 MCNP

MCNP est un code Monte Carlo également développé au Los Alamos National Laboratory (LANL) [129], capable de traiter le transport des particules neutres et chargées (électrons). La première version du code a vu le jour lors du projet Manhattan pour la simulation du fonctionne- ment des armes nucléaires. Dès lors, le code n'a cessé d'évoluer pour devenir aujourd'hui l'un des codes les plus utilisés de par le monde pour le transport des particules, dans des domaines aussi vastes et variés que la radioprotection, l'imagerie médicale, l'instrumentation ou la physique des réacteurs.

La variable énergétique est traitée de manière ponctuelle. La méthode d'échantillonage des dérivées, dont la première version fut implémentée dans le code au cours des années 1980, permet d'eectuer des calculs de perturbations. Deux versions du code ont été utilisées au cours de ce travail : la version MCNPX 2.7.a (2008) dans un premier temps, progressivement remplacée par la version MCNP 5.1.60 (2010).

9.2.3 TRIPOLI

TRIPOLI est un code Monte Carlo développé au CEA-Saclay [128] et dédié à la résolution des problèmes de transport des particules neutres et chargées (électrons, positrons). Il ore la possibilité de traiter la variable énergétique de manière ponctuelle, à partir de données fournies au format ENDF-6. Le code est également en mesure d'eectuer des calculs sous forme multigroupe à partir de données issues soit d'APOLLO2, soit d'un prédédent calcul TRIPOLI, soit du module GROUPR de NJOY.

Le code TRIPOLI permet de résoudre aussi bien les problèmes à source xe, typiques des problèmes de radioprotection, que les problèmes de criticité rencontrés en physique des réacteurs. La méthode des échantillons corrélés suggérée par Spanier et Gelbard [127], faisant l'objet d'une description au cours du chapitre 8, est implémentée dans les versions les plus récentes du code. Les calculs de perturbations appliqués à la densité ou à la concentration d'un matériau sont donc accessibles avec la possibilité d'obtenir comme résultat une diérence par rapport au score de référence ou le score perturbé en lui-même. Il est également possible d'eectuer des calculs de perturbations relatifs à de petites variations de sections ecaces. De tels calculs sont primordiaux pour les études de sensibilité et la propagation des incertitudes liées aux données nucléaires sur des grandeurs intégrales (telle que la réactivité).

C'est la version TRIPOLI-4.8, datant de 2011, qui a été utilisée lors de ce travail.

9.2.4 SCALE

SCALE est une plateforme modulaire composée de diérents codes pouvant être exécutés selon des séquences aux nalités diverses :

 le traitement des bibliothèques de sections ecaces ;  les études de sûreté-criticité ;

 les calculs appliqués à la physique des réacteurs ;  la radioprotection ;

 les études de sensibilité et d'incertitude.

L'ensemble des modules de cette plateforme a été développé par les équipes du Oak Ridge National Laboratory (ORNL), ils admettent en données d'entrée des bibliothèques de sections

ecaces au format AMPX. Une liste non exhaustive des modules les plus signicatifs est fournie ci-après :

 MALOCS, BONAMI, CENTRM, NITAWL, lesquels exécutent l'ensemble des traitements à appliquer aux sections ecaces multigroupes avant leur utilisation eective : condensation, autoprotection des résonances, ... ;

 le module KENO est un code de résolution du transport Monte Carlo 3D pour les calculs de criticité pouvant traiter l'énergie de manière ponctuelle ou multigroupe, il est en mesure d'eectuer des calculs adjoints lorsqu'il fonctionne en mode multigroupe ;

 XSDRNPM, un code déterministe qui résoud l'équation du transport pour les géométries 1D ;

 le module SAMS, qui exécute le calcul des coecients de sensibilité à partir des ux directs et adjoints en sortie de KENO ;

 le module MONACO est un code Monte Carlo 3D multigroupe résolvant les calculs à source xe, il est dédié entre autres aux études de radioprotection ;

 DENOVO, un code déterministe SN3D.

Ces codes peuvent être exécutés séparément par des utilisateurs familiers de ces outils. Des séquences automatisées ont néanmoins été implémentées an de permettre une utilisation plus aisée et plus rapide de ces modules. Chaque séquence exécute automatiquement les modules ap- propriés et gère de manière autonome les ux de données entre ces derniers. Il existe de nombreuses séquences, chacune d'elles est dédiée à un champ d'application particulier, citons notamment :

 la séquence CSAS, dédiée aux études de criticité, qui exécute les modules de traitement des sections ecaces avant de réaliser un calcul de criticité avec KENO ou XSDRNPM selon la nature de la géométrie du problème traité ;

 la séquence TSUNAMI, dédiée aux études de sensibilité, qui exécute à la suite : 1. les modules de traitement des sections ecaces multigroupes ;

2. deux calculs KENO ou XSDRNPM directs et adjoints, le choix du code dépend de la nature de la géométrie du problème traité (1D ou 3D) ;

3. le module SAMS, qui réalise le calcul des coecients de sensibilité à partir des ux directs et adjoints obtenus à l'étape précédente.

C'est la version SCALE 6.1, datant de 2011, qui a été utilisée lors de ce travail.