Quantification des incertitudes dues aux données nucléaires sur le vieillissement des cuves REP avec une évaluation de la diffusion élastique du ⁵⁶Fe

La fluence neutronique rapide reçue par la cuve d'un réacteur à eau sous pression fixe la limite de sa durée d'exploitation. 

En s'accumulant dans l'acier de la cuve, les neutrons rapides le fragilisent, et c'est le flux au-dessus de 1 MeV intégré sur la vie du réacteur qui gouverne ce dommage. Cette fluence ne peut être mesurée dans l'acier ; elle est calculée par transport neutronique, ancrée sur quelques dosimètres de surveillance, et toute incertitude de calcul se reporte aux marges de sûreté. 

À mesure que les codes de transport et les modèles de réacteur ont mûri, les données nucléaires en sont devenues la source dominante, et les sections efficaces du fer en portent la plus grande part du terme de transport, car les neutrons n'atteignent la cuve qu'après avoir traversé l'acier du baffle, de l'enveloppe de cœur et de la protection thermique.

Cette thèse quantifie l'incertitude des données nucléaires sur la fluence neutronique rapide d'une cuve française de 900 MWe. Un cadre logiciel, kika-nd, propage les covariances évaluées par théorie des perturbations et par échantillonnage Monte Carlo et décompose la variance de fluence par isotope et par réaction. Un canal est décrit de façon inégale par les bibliothèques évaluées, la distribution angulaire de la diffusion élastique du ⁵⁶Fe, qui fixe la direction dans laquelle chaque neutron diffusé poursuit sa route vers la cuve. Plusieurs n'en fournissent aucune covariance, et celles qui en donnent la traitent de façon très différente. Elle est ici réévaluée directement à partir des mesures différentielles de la base EXFOR sur 847 keV–4 MeV, ce qui produit une covariance MF34 indépendante, dont les valeurs centrales restent proches des bibliothèques existantes mais dont l'incertitude est répartie de façon lisse et cohérente avec les données.

La méthodologie est testée sur les benchmarks ASPIS-88 et VENUS-3, puis appliquée à la cuve REP-900. Les sections efficaces de transport, dominées par le fer, contribuent pour environ 5,9 % à l'incertitude de fluence neutronique rapide à la cuve. La forme du spectre de fission émis, perturbée ici à partir de sa covariance évaluée à travers le même modèle de transport, y contribue pour environ 6,1 %, et le budget de données nucléaires atteint environ 8,6 % à la cuve. La distribution angulaire qui a motivé une grande partie de ce travail se révèle un contributeur mineur à la cuve pour chaque bibliothèque, ajoutant moins de 0,1 % avec l'évaluation partagée et la nouvelle évaluation et au plus environ 0,6 % avec JENDL-5, ce qui répond à une question restée ouverte en dosimétrie de cuve.