Analyse théorique, computationnelle et expérimentale des chaînes de fission dans les réacteurs nucléaires

Cette thèse cherche à fournir une analyse approfondie des chaînes de fission dans un réacteur nucléaire à travers des approches expérimentales et computationnelles. Elle étudie le comportement du réacteur en fonction du temps, en particulier sa réponse aux perturbations de réactivité, et examine les corrélations spatiales et temporelles entre les neutrons issus d’une même chaîne de fission.

Un objectif clé est d’améliorer les méthodes Monte-Carlo pour la cinétique des réacteurs, en surmontant leurs limites actuelles. En effet, si les techniques de Monte-Carlo sont largement utilisées pour le transport stationnaire des neutrons, leur extension aux simulations dépendant du temps reste un défi en raison des inefficiences computationnelles et des temps de calcul prohibitifs nécessaires pour atteindre une précision statistique suffisante. Une difficulté majeure réside dans le déséquilibre entre les populations de neutrons et de précurseurs, dicté par leurs échelles de temps différentes. Pour répondre à ce problème, l’attention a été portée sur des techniques de réduction de variance, menant au développement d’un schéma d’échantillonnage d’importance adaptatif dans le code Monte-Carlo TRIPOLI-4, basé sur une méthode de pondération par importance. Cet algorithme exploite le lien étroit entre les valeurs d’importance et le flux adjoint afin d’optimiser l’allocation des ressources entre les neutrons et les précurseurs, permettant ainsi la simulation de transitoires plus longs et de systèmes plus étendus.

La validation des algorithmes cinétiques est complexe en raison du manque de données expérimentales disponibles. Pour y remédier, une collaboration entre le CEA, l’ASNR et l’EPFL a été mise en place afin de mener des expériences cinétiques dédiées dans le réacteur de recherche CROCUS en Suisse. Le système de détection SAFFRON, qui offre une haute résolution spatiale et temporelle, est utilisé pour acquérir des données expérimentales. Jusqu’à présent, un accord satisfaisant a été obtenu entre les résultats expérimentaux et les prédictions computationnelles pour une série d’événements transitoires, à la fois à l’échelle globale et locale.

Les campagnes expérimentales menées dans CROCUS ont également permis la mesure de la période stable du réacteur, contribuant ainsi à la validation des méthodes de Monte-Carlo pour le calcul de la valeur propre dominante dans la formulation α de l’équation du transport des neutrons. Une étude en cours compare différentes représentations de la cinétique ponctuelle, en particulier la cinétique k et la cinétique α, en mettant l’accent sur leur cohérence avec l’approche cinétique Monte-Carlo.

Les travaux futurs porteront sur l’étude des corrélations neutroniques et du « clustering » spatial dans le réacteur CROCUS, en utilisant un système de détection développé à l’ASNR. Grâce à sa haute résolution spatiale et à sa grande sensibilité, ce système fournira des informations détaillées essentielles pour une étude approfondie des chaînes de fission.