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

Uncertainty quantification of the fast flux calculation for a PWR vessel

• Auteur / Autrice : Laura Clouvel
• Direction : Jean-Marc Martinez
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Énergie nucléaire
• Date : Soutenance le 13/11/2019
• Etablissement(s) : Université Paris-Saclay (ComUE)
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Particules, hadrons, énergie et noyau : instrumentation, imagerie, cosmos et simulation (Orsay, Essonne ; 2015-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (France). Direction des énergies (Gif-sur-Yvette)
• Partenaire(s) de recherche : établissement opérateur d'inscription : Université Paris-Sud (1970-2019)
• Jury : Président / Présidente : Pierre Désesquelles
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Jean-Marc Martinez, Pierre Désesquelles, Ivan Alexander Kodeli, Bertrand Iooss, Pietro Mosca, Claire Vaglio-Gaudard
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Ivan Alexander Kodeli, Bertrand Iooss
• DOI : 10.70675/37cf4410zb9e6z4219zb207z2b6ad7fb73e8

Mots clés

Mots clés contrôlés

Neutrons

Incertitude

Théorie de la sensibilité (mathématiques)

Valeur de Shapley

Corrélation multiple (statistique)

Mots clés libres

Incertitudes

Flux neutronique

Johnson

Sensibilité

Shapley

Multicolinéarité

Uncertainty

Neutron flux

Johnson

Sentivity Analysis

Shapley

Multicolinearity

Résumé

Pour s’assurer de la sûreté des réacteurs et de l’intégrité de leurs cuves, des programmes de surveillance sont mis en place. Ces derniers dépendent notamment du calcul de densité neutronique qui quantifie le nombre de neutrons rapides (susceptibles de modifier les propriétés mécaniques de la cuve) reçus par les capsules de surveillance. Or, un manque de connaissances 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 passées sont basées sur une quantification de l’incertitude par la méthode des moments qui suppose une variation linéaire de la sortie du 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 du modèle, et permet de définir des quantiles et donc des intervalles de confiance qui peuvent s’avérer utiles dans le cadre d'une étude 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. 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.

The vessel neutron irradiation, which cannot be replaced, is one of the limiting factors for pressurized water reactor (PWR) lifetime. 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 the 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. In a non-linear case, the first order hypothesis appears insufficient for an accurate prediction of the output variance.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 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 special feature of this thesis lies in the large number of uncertain parameters which are closely correlated with each other. The uncertainty on the fast flux, considering all the uncertain parameters, is finally estimated for the vessel hot spot. More generally, in this context of sensitivity analysis, we show the importance to consider the covariance matrices to propagate the input uncertainties, and to analyze the contribution of each input on a physical model. The Shapley and Johnson indices are especially used in a multicolinearity context between the inputs and the output.