Les calculs neutroniques de cœur conduisent à la détermination de la géométrie, de la composition, des moyens de contrôle et des limites d’exploitation du cœur en accord avec les performances attendues, les règles de sûreté, les options technologiques et les modes de gestion du combustible.
Ce chapitre présente les méthodes actuelles de calcul neutronique appliquées par l’industrie nucléaire. Ces méthodes se caractérisent par l’utilisation d’outils de calcul modernes et par une validation étendue dans un cadre formel.
Le paragraphe ci-contre décrit l’objectif des calculs neutroniques et présente, en les justifiant physiquement, les hypothèses et les approximations qui interviennent dans la démarche qui conduit à l’équation du bilan (le développement est présenté en Annexe). Sont, en outre, décrites et définies mathématiquement la réactivité et la distribution de puissance, grandeurs qui, dans des domaines différents, jouent un rôle primordial dans l’exploitation des réacteurs nucléaires.
Dans le paragraphe 2 sont présentés les éléments de base de la technique de calcul neutronique de cœur. On y aborde, notamment, les problèmes essentiels de la discrétisation de l’équation du bilan neutronique du système en espace et en énergie, et de la prise en compte et du traitement des hétérogénéités énergétiques et spatiales en milieu multiplicateur. On explique également comment, dans les chaînes modernes, ces deux aspects sont traités séparément, dans les codes de calcul dits de cellule et de cœur. On y traite, enfin, de la prise en compte de la variable temporelle en fonctionnement nominal, non accidentel.
Les paragraphes 3, 4 et 5 présentent un panorama des méthodes de calcul utilisées dans les différents domaines de la conception des réacteurs à neutrons rapides et thermiques. Les aspects plus strictement numériques y côtoient les considérations d’intérêt général relatives au domaine d’utilisation des différentes méthodes et aux options adoptées industriellement.
Le paragraphe 6 présente un panorama complet des utilisations industrielles des méthodologies dérivées de la théorie des perturbations, dans ses formes classique et généralisée.
Le paragraphe 7 traite le problème crucial de la qualification et de la définition du domaine de validité des chaînes de calcul. Les deux exemples présentés font directement appel à l’expérience industrielle acquise en France dans les réacteurs à eau préssurisée (REP) et dans les réacteurs à neutrons rapides (RNR).
Avant de commencer ce chapitre, il est conseillé au lecteur de se reporter aux chapitres suivants dans ce traité :
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le chapitre Physique du cœur : neutronique et thermohydraulique [B 3 090], qui développe le dimensionnement et la détermination des caractéristiques physiques des réacteurs intégrant l’ensemble des critères de conception thermiques, neutroniques, technologiques et économiques ;
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les chapitres Thermohydraulique des réacteurs [B 3 050] et Théorie des réacteurs nucléaires [B 3 025], qui développent la thermohydraulique et la neutronique.
ce chapitre est une œuvre collective de compilation à laquelle ont contribué plusieurs spécialistes, chacun dans son domaine de compétence. Nous remercions pour leur collaboration Messieurs Aldo Dall’Osso, Richard Aigle, Michel Doucet, Patrick Girieud de Framatome et Giovani Gastaldo de Novatome.
