SIBYL - Scaling Incertitudes BY modeLing

SIBYL - Incertitudes en évolution Les domaines d'application des codes de transport de neutrons de Monte Carlo (MC) sont en croissance constante. Leurs capacités de simuler pratiquement toutes les géométries en mode énergie continue sont de moins en moins contraintes par les incertitudes statistiques de leurs sorties, grâce à la réduction des coûts de calcul. De plus, de vastes champs d'applications ont récemment été ouverts après l’introduction de sensibilités dans les MC statiques. L'utilisation de ces sensibilités ouvre des nouvelles possibilités pour les outils de physique des réacteurs, qu'il s'agisse du couplage neutronique et thermo-hydraulique ou de l'évaluation de la stabilisation ou de l'incertitude des calculs de l'évolution du combustible. Ces évolutions sont associées à un renouvellement complet de la démarche face aux incertitudes. Auparavant, l’analyse d’incertitude était effectuée avec les sensibilités étant calculées après les calculs principaux. Si les sensibilités et les incertitudes sont calculées comme un point clé de la procédure de couplage, à l'avenir, les incertitudes seront disponibles lors de la conception des nouveaux itinéraires.Les codes déterministes étaient autrefois la seule voie permettant de calculer les sensibilités sur la base de la théorie des perturbations développée dans les années 70, qui est l’un des ingrédients de l’analyse d’incertitude. Il est utilisé de manière intensive, en particulier pour l'analyse de l'incertitude des données nucléaires lorsque les incertitudes sont présentées sous la forme de matrices de covariance. Un premier contrat entre l'ILL et le LPSC vise à utiliser ces sensibilités pour évaluer les incertitudes des paramètres de sécurité au début du cycle.Le projet s'appuiera sur deux activités complémentaires:La première activité sera consacrée au calcul de l’évolution des paramètres de sécurité et de performance (évolution du flux neutronique dans les tubes à faisceau) et des incertitudes associées. En raison de la combustion relativement faible des combustibles de type ILL, les contributions du 239Pu aux fissions, puis la modification des paramètres les plus importants (par exemple, la fraction de neutrons retardés effective) devraient être relativement faibles, même en fin de cycle. Néanmoins, ces impacts seront probablement mesurables. Ils doivent être évalués avec précision pour la démonstration de la sûreté, même si l’impact sur le fonctionnement du réacteur doit être limité.La deuxième activité sera la réalisation de l’expérience de physique du réacteur lors des tests physiques des procédures de démarrage du réacteur. La quantification de l'incertitude n'est qu'un aspect de la validation des outils de simulation. Les expériences resteront obligatoires dans le cadre de la démonstration de sécurité. Pendant la durée de la thèse, certaines barres de commande devraient être remplacées par des barres en hafnium. Nous proposons de contribuer aux tests associés à la validation de ces nouveaux dispositifs et éventuellement de suggérer des tests supplémentaires. Plusieurs contacts avec le CEA et d'autres groupes du CNRS ont clairement montré qu'il existe un intérêt commun fort à utiliser le réacteur ILL en tant que test pour certains paramètres dynamiques du réacteur (keff, durée de vie des neutrons, etc.), sur la base de paramètres de mesure innovants en utilisant la théorie du bruit neutronique. Parmi les nouvelles capacités des outils de simulation utilisés et développés dans la première partie, certains développements contribueront à la cohésion entre les deux parties.