Présentation
Auteur(s)
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Giovanni B. BRUNA : Docteur en Physique Nucléaire, Université de Gênes - Chargé de missions au Département Performances de Cœur de la société Framatome
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Bernard GUESDON : Ingénieur de l’École Nationale Supérieure de Mécanique et du Génie Atomique - Adjoint technique au Chef de Division Procédé de la société Framatome
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Lire l’articleINTRODUCTION
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.
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- Version archivée 1 de févr. 1978 par Jean JÉGU
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1. Démarche de conception neutronique de cœur
Au stade des études de conception, la définition des limites d’exploitation s’accompagne de l’évaluation et de la prise en compte d’incertitudes et, éventuellement, de marges assurant le conservatisme des résultats, en raison :
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de la connaissance imparfaite que l’on peut avoir de certaines données de base (sections efficaces, propriétés des matériaux, etc.) ;
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de l’imprécision résultant des approximations numériques et des simplifications du calcul ;
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du caractère prévisionnel des études.
Les plages d’incertitude imputables aux données de base et aux méthodes de calcul ressortissent de la qualification ; elles sont imposées au concepteur qui doit, en revanche, prendre en compte la variabilité des autres paramètres (tolérances de fabrication, réponses des instruments de mesure, modes de gestion, etc.) et aléas.
L’état du cœur d’un réacteur nucléaire est régi par deux paramètres principaux (cf. chapitre Théorie des réacteurs nucléaires [B 3 025]), à savoir :
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la réactivité, qui mesure en transitoire l’écartement de la population neutronique par rapport aux conditions d’équilibre et, en conditions stationnaires, le défaut de bilan neutronique. S’agissant d’une grandeur intégrale, ce paramètre est, à tout instant et pour une configuration de cœur donnée, unique et indépendant de la position ;
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la puissance, qui traduit en termes macroscopiques la distribution spatiale des événements de fission dans le cœur. Ce paramètre dépend des caractéristiques des milieux et de la distribution en espace et en énergie des neutrons à l’intérieur du système multiplicateur. Il peut être, de ce fait, extrêmement sensible aux conditions locales.
Pour le concepteur, l’objectif des calculs neutroniques de cœur est d’évaluer ces deux paramètres avec la précision maximale compatible avec la taille et la complexité des problèmes à traiter, l’utilisation de méthodes numériques et les limites imposées à leur qualification par les incertitudes expérimentales. Les grandeurs ainsi calculées,...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - FRIEDMAN (B.) - Principles and techniques of applied mathematics. - Dover Publications Inc., New York, (1990).
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(2) - ROZON (D.) - Introduction à la cinétique des réacteurs nucléaires. - Éditions de l’École Polytechnique de Montréal, Montréal, (1992).
-
(3) - BUSSAC (J.), REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Hermann Ed, Paris, (1978).
-
(4) - RONEN (Y.) - CRC Handbook of nuclear reactor calculations - (3 volumes), CRC Press, Boca Raton, Floride, (1986).
-
(5) - PLANCHARD (J.) - Méthodes mathématiques en neutronique. - Collection des Études et Recherches d’EDF, Eyrolles Ed., Paris, (1995).
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(6) - WEINBERG (A.M.), WIGNER (E.P.) - The physical theory of neutron chain reactors. - University of Chicago Press, Chicago, (1968).
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