université de montréal développement de la méthode des ...

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CHAPITRE 1
INTRODUCTION
1.1 Mise en contexte
Dans le cadre de la simulation numérique d’un réacteur nucléaire, d’un point de
vue de la neutronique, un calcul direct sur la géométrie complète et détaillée du
réacteur reste très cher et inabordable pour les besoins pratiques de l’industrie
nucléaire. Par conséquent, une méthodologie de calcul à deux niveaux est utilisée.
La première étape est le calcul de réseau, détaillé en espace et en énergie, qui se
fait sur une ≪partie représentative≫ ∗ du réacteur : une cellule, un assemblage de
combustible, plusieurs assemblages. Ce calcul consiste à obtenir le flux neutronique
et les différents taux de réactions sur le domaine (discrétisé) spatial et énergétique.
Évidemment, ce calcul se fait sans la connaissance des conditions que rencontre
l’assemblage considéré dans le cœur du réacteur; des conditions aux frontières de
réflexion ou translation sont alors appliquées de manière à simuler un milieu infini.
Pour corriger cette procédure, un modèle de fuites est bien souvent ajouté
au calcul de réseau, on parle alors d’un calcul de réseau en mode fondamental. Ce
calcul est répété plusieurs fois en couplage avec l’évolution des différentes concentrations
isotopiques à une puissance donnée, caractéristique de la puissance dégagée
par cet assemblage dans le réacteur considéré. La variable burnup qui consiste en
l’énergie totale extraite du combustible par unité de masse au temps t considéré,
est généralement utilisée pour caractériser l’assemblage en évolution.
∗ Dans le reste du texte, dépendamment du contexte, on utilisera les termes de cellule ou
assemblage pour désigner cette partie représentative du réacteur utilisée pour le calcul de réseau.