Maitrise des biais et incertitudes des sections efficaces et de la modélisation de la cinématique associées aux réactions nucléaires conduisant aux dommages dans les matériaux sous irradiation

par Shengli Chen

Projet de thèse en GI : Génie Industriel : conception et production

Sous la direction de Patrick Blaise et de David Bernard.

Thèses en préparation à Grenoble Alpes , dans le cadre de École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble) , en partenariat avec CEA Cadarache (laboratoire) depuis le 03-10-2017 .


  • Résumé

    La connaissance des effets de l'irradiation constitue un enjeu majeur de l'électronucléaire civil. En effet, les dégâts d'irradiation causés par les neutrons, ions et électrons aux matériaux nucléaires des réacteurs de puissance, en particulier les composants tels que gaines, baffle ou cuve, obligent à imposer des limites (fluence de fin de vie) qui ont un impact dimensionnant sur l'exploitation et la durée de vie de ces composants. La bonne prédiction de ces effets, caractérisés par le taux de déplacements par atome (DPA), nécessite de bien connaitre à la fois le flux neutronique local et les « réponses » (sections efficaces de création de dommages) des différents matériaux à ce flux, dans les conditions de fonctionnement réelles. Toute méconnaissance se traduit invariablement par l'introduction de marges (de conception ou de fonctionnement) conservatoires, synonyme de pénalité économique. Une meilleure maîtrise des réponses neutroniques en fonction du matériau et de l'énergie des neutrons (intervalles de confiance inclus) permettrait une réduction de ces marges. Or, à l'heure actuelle, seule la métrique dite NRT (Norgett-Robinson-Torrens) est utilisée. Elle reste pratique et simple mais présente des limitations bien connues, notamment la tendance à sous-estimer les phénomènes de relocalisation, donc à surestimer l'endommagement réel des métaux. En réaction, une proposition de nouvelle métrique intitulée « Athermal-Recombined-Corrected-DPA » a récemment été faite à l'OECD/NEA Expert Group) et à l'AIEA (CRP on Primary Radiation Damage Cross Sections). En parallèle, une norme internationale (la France est représentée par EdF) « Determination of Neutron Fluence and Displacement per Atom (dpa) in Reactor Vessel and Internals » en cours d'écriture propose également l'utilisation d'autres métriques. Dans l'anticipation de cette évolution, l'objectif de cette thèse est de développer des bibliothèques de sections efficaces de dommage intégrant les progrès récents des modélisations, avec des valeurs d'incertitudes, applicables à différents types de réacteurs et matériaux. Le travail portera plus particulièrement sur la qualité prédictive des simulations.

  • Titre traduit

    Improved models for predicting neutron damage cross sections with uncertainty estimates


  • Résumé

    The knowledge of material irradiation effects is a central issue for the design and operation of nuclear reactors. Indeed, irradiation damage due to neutrons, ions or even electrons in power reactors, mainly in fuel cladding or pressure vessel, lead to impose limitations on the lifetime (end of life maximum flence) of such components. Accurate predictions of these effects, characterized by atom displacement rates, require the precise knowledge of local neutron flux and material responses (damage cross sections) for various materials in actual operating conditions. Uncertainties in damage predictions lead to adopt conservative margins, which result in economic penalties. An in-depth analysis of material neutronic response (including confidence interval) would in principle allow to reduce those margins. For the time being, the NRT (Norget Robinson Torrens) metric is used worldwide. This model is easy to use, but is known to underestimate relocalization phenomena in materials. New, more general and accurate metrics are now being developed as alternatives to the NRT model. The goal of this work is to develop up-to-date damage cross section libraries and associated uncertainties, applicable to various materials and reactors (power reactors or irradiation reactors). The PhD work will focus on the predictive capabilities of these libraries.