Détermination, maîtrise et réduction des biais et incertitudes de la réactivité du réacteur Jules HOROWITZ

Le formulaire de calcul neutronique HORUS3D/N dédié au Réacteur Jules Horowitz (RJH), sert aux études de conception et de sûreté du réacteur. La maîtrise de l'ensemble des paramètres neutroniques du RJH doit être assurée pour l'instruction du rapport de sûreté de l'installation. Ce travail de recherche s'inscrit dans cet objectif et s'attache à la détermination, la maîtrise et la réduction des incertitudes dues aux données nucléaires sur la réactivité du Réacteur Jules Horowitz (RJH). Une démarche rigoureuse et générique a été mise en place : c'est un ensemble cohérent, complet et incrémental qui permet l'identification et la quantification de l'ensemble des sources d'incertitudes et qui a abouti à la maîtrise du biais et des incertitudes dus aux données nucléaires sur la réactivité du cas étudié : le Réacteur Jules Horowitz. Cette méthode est basée sur une succession d'études : l'élaboration d'un jeu de matrices de variance-covariance cohérentes concernant les données nucléaires des isotopes d'intérêt, les études de sensibilité aux données nucléaires de l'expérience et de l'application étudiées, la détermination fine des incertitudes technologiques par la mise en œuvre d'une méthode innovante une étude de transposition estimant le biais et l'incertitude a posteriori dus aux données nucléaires sur l'application étudiée. Les différentes étapes s'appuient sur les outils de calcul de référence du CEA (code de calcul Monte-Carlo TRIPOLI4, codes déterministes APOLLO2 et CRONOS2, code d'évaluation CONRAD), l'évaluation de données nucléaires JEFF-3.1.1 et des méthodes de propagation, marginalisation et de transposition des incertitudes. La propagation des incertitudes sur les données nucléaires contenues dans les matrices de variance-covariance conclut à une incertitude a priori de 637 pcm (1σ) sur la réactivité du RJH pour le combustible U3Si2Al enrichi à 19.75% en 235U. L'interprétation des mesures d'oscillation d'échantillons du programme VALMONT dans le réacteur MINERVE a permis la qualification des données nucléaires relatives au combustible du RJH de l'évaluation JEFF-3.1.1 et a mis en évidence la cohérence de leurs incertitudes. Ainsi, l'interprétation de la réactivité du cœur AMMON/Référence a été réalisée avec l'évaluation JEFF-3.1.1 (et le code de référence TRIPOLI4). Un écart calcul/expérience de +376 pcm est observé. Une étude fine de détermination des incertitudes sur la réactivité de la configuration de référence aboutit à 340 pcm (1σ) dues aux incertitudes technologiques et à 671 pcm (1σ) dues aux incertitudes sur les données nucléaires. La transposition du biais et des incertitudes de l'expérience AMMON/Référence est réalisable grâce à l'excellente représentativité de cette dernière vis-à-vis du RJH. La réduction d'un facteur 2 sur l'incertitude à appliquer sur la réactivité début de vie du RJH est ainsi obtenue, ce qui équivaut à un gain d'environ deux jours équivalents pleine puissance (1σ) sur la longueur de cycle. Ainsi, le biais et l'incertitude associée à retenir pour un combustible U3Si2Al enrichi à 19.75 % en 235U, et un cœur RJH critique non barré (réflecteur nu) en début de vie sont de +266 ± 352 pcm (1σ).