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Article

1 - LES ÉVALUATIONS : POURQUOI, POUR QUI ?

2 - LES ÉVALUATIONS : COMMENT ?

3 - TYPES DE MESURES DES DONNÉES

4 - MODÉLISATION DES DONNÉES NUCLÉAIRES : LES SECTIONS EFFICACES DE RÉACTION

5 - ASSIMILATION DES DONNÉES EXPÉRIMENTALES ET DES MODÈLES : INFÉRENCE BAYÉSIENNE

  • 5.1 - Principes généraux
  • 5.2 - Résolution analytique
  • 5.3 - Résolution par la méthode de Monte-Carlo

6 - QUELQUES EXEMPLES

7 - PERSPECTIVES D’AVENIR POUR L’ÉVALUATION

8 - CONCLUSION

Article de référence | Réf : BN3008 v1

Types de mesures des données
Physique des réacteurs – Modélisation et évaluation des sections efficaces

Auteur(s) : Eric BAUGE, Cyrille de SAINT JEAN, Stéphane HILAIRE, Anne NICOLAS

Date de publication : 10 juil. 2020

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RÉSUMÉ

Première partie d’un ensemble de deux articles exposant le processus d’évaluation des données nucléaires, cet ensemble présente l’état actuel de la connaissance théorique des phénomènes de physique nucléaire mis en jeu. Lors de l’évaluation, la connaissance théorique et expérimentale est condensée et synthétisée dans des fichiers informatiques utilisés par les codes de simulation. Après un survol du contenu des fichiers évalués, nous décrivons les différentes méthodes utilisées pour l’évaluation des données nucléaires. Nous exposons particulièrement leur modélisation. Des exemples tirés de la pratique quotidienne de l’évaluation sont présentés.

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ABSTRACT

Reactor Physics - Modeling and Evaluation of Cross Section

This article is the first part of a two part review presenting the nuclear data evaluation process. It describes the present state of the theoretical knowledge of the nuclear physics processes involved in reactor physics. During the evaluation process, the theoretical and experimental knowledge is distilled and synthetized into the files used by simulation codes. After an overview of the content of the evaluated files, the different methods used for nuclear data evaluation are described. We will mainly focus on modeling. This review is illustrated by examples chosen from everyday practice of nuclear data evaluation.

Auteur(s)

  • Eric BAUGE : Ingénieur-chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Bruyères-le-Châtel, France

  • Cyrille de SAINT JEAN : Ingénieur-chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Gif-sur-Yvette, France

  • Stéphane HILAIRE : Ingénieur-chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Bruyères-le-Châtel, France

  • Anne NICOLAS : Ingénieur-chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Saclay, France

INTRODUCTION

Dans les années 1920-1940, le foisonnement théorique et expérimental de la physique nucléaire, discipline alors en plein essor, a également dû répondre au besoin de maîtrise de l’énergie atomique. En effet, quantifier et maîtriser la réaction en chaîne dans un système nucléaire nécessite la résolution d’équations décrivant le comportement du flux de neutrons et l’évolution des concentrations des différents noyaux ; équations dont les coefficients sont des constantes appelées « données nucléaires ». Cette thématique est donc primordiale depuis fort longtemps. Cet objectif correspond à ce qu’Emilio Segrè appelait avoir de « bons nombres » : “In an enterprise such as the building of the atomic bomb the difference between ideas, hopes, suggestions and theoretical calculations, and solid numbers based on measurement, is paramount.” Ce concept était déjà associé à cette époque à la nécessité de développer des approches théoriques (modèles de réactions nucléaires, fission), d’initier la mesure d’observables physiques fondamentales par le biais d’expériences microscopiques, et, très rapidement, de mettre en place des expériences dites « intégrales » (par exemple mesure de masse critique, etc.). Ces trois piliers caractérisent encore aujourd’hui l’activité d’évaluation des données nucléaires.

Les données nucléaires continuent à jouer un rôle essentiel, au même titre que les méthodes numériques et les algorithmes associés, dans les calculs de conception et d’analyse de toutes les applications de l’énergie nucléaire, de la radioprotection à la criticité. En raison de la réduction des biais de calcul due aux progrès des sciences du numérique (mathématiques appliquées, génie logiciel, informatique…), la dépendance des résultats à la qualité des données nucléaires devient prépondérante.

Cet article est consacré au processus d’évaluation de ces données, en insistant sur les phénomènes physiques de base, dont certains éléments de modélisation sont encore perfectibles. L’objectif de ce processus est l’obtention de grandeurs utilisables par les codes de calcul de neutronique, qui permettent la conception et l’analyse des systèmes nucléaires, en particulier les réacteurs. L’évaluation combine modèles de physique, techniques mathématiques et informatiques, expériences destinées à l’obtention de grandeurs et à la validation de l’ensemble à divers niveaux. Les sections efficaces à petit nombre de groupes ont été utilisées très tôt, pour des applications militaires et exploratoires, avec des outils de calcul sommaires. Depuis les premières bibliothèques de sections efficaces destinées aux codes de calcul des années 1960-1970, le processus a considérablement évolué vers l’emploi de modèles de plus en plus fins, de plus en plus prédictifs, mais la complexité globale est telle qu’il est encore illusoire de remplacer l’ensemble par des calculs depuis les premiers principes. L’objectif de ce qui suit est d’expliciter la démarche et de donner des pistes de réflexion pour améliorer l’ensemble vers toujours plus de précision et de pouvoir prédictif.

La bonne compréhension de cet article nécessite la lecture préalable de l’article qui donne les éléments de physique nucléaire de base et les ordres de grandeur utiles [BN 3 010]. L’article concernant les réactions nucléaires donne également nombre d’informations utiles [BN 3 011].

De façon complémentaire à ces deux articles, « opérationnels » et directement utilisables par un physicien des réacteurs, celui-ci vise à soulever le voile sur le processus d’élaboration des données nucléaires, en amont de leur traitement pour une utilisation dans les codes de calcul de physique appliquée.

Cet article pose également les bases utiles à l’évaluation des incertitudes, qui constitue dès aujourd’hui et de façon croissante la pierre de touche de tout dimensionnement.

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KEYWORDS

modeling   |   nuclear data   |   simulation codes   |   evaluated files

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3008


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3. Types de mesures des données

La modélisation des sections efficaces neutroniques est fondée sur des modèles de réactions nucléaires dont les paramètres ne sont pas prédits avec assez de précision à l'heure actuelle par des théories physiques microscopiques. Ils sont donc ajustés sur un jeu d'observations (mesures). On analyse alors trois types d’expériences : les expériences microscopiques, les expériences intégrales analytiques qui ciblent l’influence d’un nucléide particulier et les expériences intégrales (dites « maquettes »), représentatives de concepts de réacteurs.

3.1 Expériences microscopiques

Sous le vocable expériences microscopiques (ou différentielles) on retrouve principalement des expériences où sont mesurés certains attributs des particules (projectile et éjectiles) de la réaction mise en jeu : leur type (neutron, gamma, alpha, électron…), leur énergie, leur spin, etc. En particulier, on peut citer l’importance des expériences dites de « temps de vol », où l’énergie de la particule incidente est mesurée.

Le type de mesure est lié à la caractérisation des particules éjectées par la réaction en termes de spectres, multiplicités, distributions angulaires…

Sur la figure 12 est proposée une comparaison entre une mesure de transmission pour une cible d’uranium 238 (rapport du flux entrant dans la cible au flux sortant de celle-ci) et son calcul théorique (code CONRAD) basé sur une modélisation de l’expérience intégrant un calcul de section efficace. On peut constater dans ce cas un très bon accord entre la théorie et l’expérience qui valide le choix du modèle (théorie de la matrice R, présentée au § 4.3.1). Les fortes variations sont dues à...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - ENDF-6 -   Format Manual, data format and procedures for the evaluated data files,  -  rapport BNL-90365-2009 Rev. 1, Brookhaven National Laboratory, USA (2010).

  • (2) -   International handbook of evaluated criticality safety benchmark experiments,  -  NEA/NSCDOC(95)03, Nuclear Energy Agency Paris (2018).

  • (3) - WIGNER (E.P.), EISENBUD (L.) -   Higher Angular Momenta and Long Range Interaction in Resonance Reactions,  -  Phys. Rev. 72, 29-41 (1947).

  • (4) - HUMBLET (J.), ROSENFELD (L.) -   Theory of nuclear reactions: I. Resonant states and collision matrix,  -  Nucl. Phys. 26, 529-578 (1961).

  • (5) - LANE (A.M.), THOMAS (R.G.) -   R-Matrix Theory of Nuclear Reactions,  -  Rev. Mod. Phys. 30, 257-353 (1958).

  • (6) - REICH (C.W.), MOORE (M.S.) -    -  Phys....

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