Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur. Pour compléter, l'évolution du combustible et la cinétique sont traitées, ainsi que les aspects multi-physiques. Quelques exemples de logiciels de calcul sont décrits.
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The studies conducted by reactor physicist require the access to measurands such as the power of the reactor, particle flux and nuclide concentration. They must solve equations that govern neutron propagation in time and space and the ones that govern the temporal evolution of the concentration of nuclides formed in the different components of the fuel and the structures of the reactor. In addition, the evolution of the fuel and kinetics are dealt with as well as multi-physical aspects. Certain examples of calculation software are described.
Auteur(s)
-
Christine POINOT-SALANON : Adjointe scientifique, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
-
Anne NICOLAS : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
-
Michel SOLDEVILA : Chef de projet, CEA/Sac/DEN/DANS/DM2S/SERMA
INTRODUCTION
Les études réalisées par les physiciens des réacteurs nécessitent d'accéder aux grandeurs physiques d'intérêt telles que la puissance du réacteur, les flux de particules, les concentrations de nucléides. Pour cela, il faut résoudre les équations qui gouvernent la propagation des neutrons dans l'espace et dans le temps (équation de Boltzmann et de la cinétique) et celles qui régissent l'évolution temporelle des concentrations des nucléides présents et formés dans les différents matériaux composant le combustible et l'ensemble des structures du réacteur (équations de Bateman).
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KEYWORDS
neutronics calculation | reactors physics | neutronics | numerical analysis
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Méthodes déterministes
En anglais
4. Méthode de Monte-Carlo appliquée à la physique des réacteurs
L'approche probabiliste de type Monte-Carlo permet de simuler la « réalité » à l'échelle microscopique pour remonter aux grandeurs macroscopiques : les neutrons sont suivis individuellement et les événements considérés sont les interactions auxquelles ils donnent lieu avec les différents noyaux des atomes qui constituent le milieu traversé : diffusions, captures, fissions, réactions (n, 2n), etc. Cette suite d'événements est désignée par le terme d'histoire. C'est en calculant suffisamment d'histoires de neutrons que l'on peut quantifier la grandeur physique macroscopique d'intérêt. La population de neutrons dans le cœur d'un REP en fonctionnement normal présents à un instant donné est de quelque 1015. La technologie actuelle ne permet pas encore de traiter autant de particules. Avec un échantillon représentatif d'un milliard (109) d'histoires on détermine ainsi le facteur de multiplication effectif d'un cœur de REP avec une précision statistique de quelques pcm et la puissance par assemblage à 1 % à un écart-type.
La méthode de Monte-Carlo est réputée « exacte » car capable de reproduire « sans approximations » les phénomènes d'interaction particule-matière (par opposition aux modélisations des méthodes déterministes : par exemple, pas d'approximation multigroupe) dans des systèmes physiques de géométrie tridimensionnelle quelconque. La contrepartie est son « coût temporel » : la lenteur de la convergence statistique de la simulation qui induit une contrainte forte sur la taille des régions dans lesquelles les résultats sont recherchés.
Les codes de transport des neutrons fondés sur la méthode de Monte-Carlo simulent la propagation des neutrons à partir des données nucléaires ponctuelles en énergie (sections efficaces, transferts énergétiques et angulaires, spectres d'émission de particules, etc.) fournies dans les évaluations internationales. C'est la raison pour laquelle, on les qualifie souvent de codes de transport Monte-Carlo à énergie continue et qu'ils ont acquis le statut de code de transport de référence vis-à-vis des codes de transport déterministes.
4.1 Résolution de l'équation du transport par la méthode de Monte-Carlo
On considère la forme intégrale de l'équation du transport et l'on recherche une solution du flux (ou de la densité...
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Méthode de Monte-Carlo appliquée à la physique des réacteurs
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - BOLTZMANN (L.) - Weitere studien über das würmegleichgewicht unter gas molekulem. - Wiener Berichte, 66, p. 275-370 (1872).
-
(2) - REUSS (P.) - Précis de neutronique. - EDP sciences.
-
(3) - REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Collection Enseignements des Sciences.
-
(4) - WHITESIDES (G.E.) - Difficulty in computing the h-effective of the world. - Trans. Ann. Nucl. Soc., 14, no 2, p. 680 (1971).
-
(5) - DUDERSTADT (J.J.), MARTIN (W.R.) - La Neutronique. - Monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire du CEA, Éditions Le Moniteur, « Transport Theory », J. Wiley & Sons, New-York, USA (1979).
-
(6) - HÉBERT (A.) - Applied reactor physics. - Presses Internationales Polytechnique.
-
...
ANNEXES
Code DRAGON http://www.polymtl.ca/nucleaire/DRAGON/
Code SCALE https://www.ornl.gov/onramp/scale-code-system
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