Quantification de l'incertitude du flux neutronique rapide reçu par la cuve d'un réacteur à eau pressurisée

par Laura Clouvel

Thèse de doctorat en Énergie nucléaire

Sous la direction de Jean-Marc Martinez.

Thèses en préparation à Paris Saclay , dans le cadre de École doctorale Particules, Hadrons, Énergie et Noyau : Instrumentation, Imagerie, Cosmos et Simulation (Orsay, Essonne ; 2015-....) , en partenariat avec Direction de l'énergie nucléaire-DANS (DEN-DANS) (laboratoire) et de Université Paris-Sud (1970-2019) (établissement opérateur d'inscription) .


  • Résumé

    Dans les réacteurs à eau pressurisée (REP), un certain nombre de matériaux aux propriétés réflectrices permettent de réduire les fuites de neutrons produits par le cœur. Malgré la présence de ces éléments réflecteurs, certains neutrons parviennent à atteindre la cuve du réacteur. Or, une irradiation intense peut fragiliser cette dernière en altérant ses propriétés mécaniques, et ainsi limiter la durée de vie du réacteur. La cuve, qui constitue un élément irremplaçable du réacteur, est en effet la deuxième barrière de confinement des produits radioactifs. Pour s'assurer de la sûreté des réacteurs et de l'intégrité des cuves, des programmes de surveillance sont donc mis en place. Ces derniers dépendent notamment des mesures et des calculs de la fluence qui quantifie le nombre de neutrons rapides (d'énergies supérieures à 1 MeV) reçus par des capsules de surveillance pendant toute la durée de l'irradiation. La qualité de cette prédiction dépend en partie du calcul de densité neutronique. Un manque de connaissance sur ce calcul peut obliger l'exploitant à fixer des marges de sûreté supérieures sur la durée de vie des centrales, et donc affecter les conditions de fonctionnement et le coût des installations nucléaires. C'est pourquoi il est essentiel de déterminer l'incertitude du calcul de flux à la cuve des REP. La plupart des études précédentes sont basées sur une quantification de l'incertitude par la méthode des moments qui suppose une variation linéaire de la sortie du modèle de calcul. Cette hypothèse n'a jamais été vérifiée compte tenu du grand nombre de variables d'entrée et des ressources informatiques relativement limitées pour envisager l'application d'autres méthodes. Une méthode alternative est celle de l'approche Total Monte Carlo (TMC) qui consiste à considérer les paramètres d'entrées du modèle de calcul comme des variables aléatoires, et à propager les perturbations issues d'un tirage statistique dans la chaîne de calcul. L'avantage de cette méthode est qu'elle propose une description plus précise des incertitudes, et permet de définir des quantiles et donc des intervalles de confiance qui peuvent s'avérer utiles dans le cadre des études de sûreté. C'est dans ce contexte, que cette thèse s'intègre. Elle consiste à déterminer l'incertitude du flux neutronique rapide de la cuve des REP en considérant les librairies de données nucléaires récentes et en utilisant une approche TMC pour la propagation des incertitudes d'entrées. La particularité de ce travail repose sur le grand nombre de paramètres d'entrées corrélés qui nécessite la mise en place de méthodologies adaptées. La thèse se divise en deux parties. La première partie constituait de deux chapitres fournit un état de l'art de la théorie et des méthodes nécessaires pour réaliser une analyse d'incertitude de calcul neutronique. Le premier chapitre (Chapitre 1) décrit le principe d'interactions et du transport des neutrons. Le deuxième chapitre (Chapitre 2) se concentre sur les méthodologies d'analyse d'incertitude et de sensibilités. La deuxième partie présente les méthodes et les résultats de la thèse, en trois chapitres. Ces derniers décrivent les différentes étapes de l'approche TMC adoptée: la spécification du calcul de flux neutronique (Chapitre 3), la modélisation, le tirage et la propagation des incertitudes (Chapitre 4), et l'analyse de sensibilité des paramètres d'entrée (Chapitre 5). En particulier, les indices de Shapley et de Johnson qui sont peu connus dans le domaine du nucléaire, sont proposés dans le cadre de l'analyse globale de sensibilité d'un problème multicolinéaire.

  • Titre traduit

    Uncertainty quantification of the fast flux calculation for a PWR vessel


  • Résumé

    The vessel neutron irradiation is one of the limiting factors to pressurized water reactor (PWR) lifetime. The vessel, which cannot be replaced, is actually the second barrier against the radioactive leakage. Surveillance programmes are therefore necessary for safety assessment and for verifying the vessel structural integrity. The quality of radiation damage prediction depends in part on the calculation of the fast neutron flux. In that sense, a lack of knowledge on the fast neutron flux will require larger safety margins on the plant lifetime affecting operating conditions and the cost of nuclear installations. To make correct decisions when designing plant lifetime and on safety margins for PWR reactors, it is therefore essential to assess the uncertainty in vessel flux calculations. Most of the past studies on the flux uncertainty quantification are based on the methods of moments which assumes a linear output variation. This method was most commonly used because the calculation capabilities of computers prevented from conducting more accurate methods. An alternative method is the Total Monte Carlo approach (TMC) which consists in randomly sampling the input data and propagating the perturbations on the calculation chain. The resulting output of a computer model is considered as a random variable since the inputs are uncertain. The advantage of this method is that it does not make any assumptions on the linear interactions or small input changes among data. It considers the probability distributions of input parameters and thus provides a more precise description of input uncertainties. It is within this context that this thesis was conducted. It consists in performing a new uncertainty assessment of the fast flux calculation for the PWR vessel considering the data of recent international nuclear libraries. The thesis is divided in two parts. The first part gives an overview of the background needed to carry out the uncertainty analysis. It is made in two chapters. The first chapter (Chapter 1) recalls the principle of neutron interactions and neutron transport. The second chapter (Chapter 2) is focused on methodologies of uncertainty and sensitivity analysis. The second part presents the methods and the results of the thesis, in three chapters which describe the various steps of the set-up TMC approach: the specification of the fast flux calculation (Chapter 3), the uncertainty modelling and quantification of the input parameters, the sampling and the propagation of consistent perturbations (Chapter 4), and the sensitivity analysis (Chapter 5). The special feature of this thesis lies in the large number of uncertain parameters which are closely correlated with each other. This context allows introducing the concept of multicollinearity which is reflected in practice by the difficulty to assess the contributions of the correlated variables on the variance of the output variable. Specifically, we propose various methodologies to deal with this problem, such as the Shapley and Johnson indices, which are sensitivity analysis methods little known in nuclear field. The final uncertainty on the fast flux, considering all the uncertain parameters, is estimated at 10% for the vessel hot spot.