Modélisation Monte Carlo et interprétation de l'expérience créole sur les effets de température des réacteurs à eau légère : Qualification des données nucléaires de base - Boulaïch Yassine (Université Abdel Malek Essaâdi, Faculté des Sciences, Tétouan, 2012)
Ce travail de thèse contribue à l’évaluation des effets de température dans les réseaux des réacteurs à eau légère de type UOX et MOX et s’inscrit dans le cadre du programme de qualification des données nucléaires. L’expérience CREOLE, réalisée dans le réacteur EOLE implanté au Centre d’Etudes Nucléaires de Cadarache – CEA, sur les effets de température a été exploitée dans le but d’analyser les écarts entre les résultats de calcul et les résultats expérimentaux de certains paramètres neutroniques. La principale originale de notre travail réside dans l’effet que les calculs sont basés sur la méthode de Monté Carlo moyennant le code MCNP conjointement aux bibliothèques des sections efficaces les plus récentes. En effet, ce mode nous a permis de développer un modèle assez détaillé du réacteur EOLE tenant compte de la géométrie « exacte » du cœur du réacteur permettant ainsi la minimisation des erreurs liées aux incertitudes géométriques et, par la suite, la mise en œuvre des erreurs associées aux incertitudes sur les données nucléaires de base. Une première partie présente les éléments de neutronique, les méthodes probabilistes de résolution de l’équation de transport et les outils de préparation et d’analyse des données nucléaires. Ensuite, après la validation de notre modèle du réacteur EOLE, les travaux de qualification des données nucléaires ont porté sur l’interprétation de l’expérience CREOLE et les études de sensibilité et d’incertitudes. Il a été mis en évidence que l’écart expérience – calcul sur le coefficient de température dépend considérablement du domaine de température et de la configuration étudiée, mais il reste largement en dessous de la précision cible de 1 pcm/°C. L’analyse de sensibilité des facteurs de multiplication et des coefficients de température aux données nucléaires a montré que seuls les sections efficaces de capture thermique et de fission rapide de ²³⁸U qui ont des marges d’incertitudes suffisantes pour pouvoir expliquer la surestimation, par l’évaluation ENDF-BVII, de ces paramètres dans le cas des réseaux de type UOX. Pour les réseaux MOX, l’écart maximal entre les résultats du coefficient de température obtenus par les évaluations ENDF-BVII et JENDL3.3 a principalement pour origine l’incertitude associée à la section efficace de diffusion élastique par ²⁴⁰Pu.
Keywords: Physisue des réacteurs nucléaires; Modélisation; Réacteur à eau légère