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1 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.
2 La seconde étape est le calcul de réacteur entier. Le calcul de réseau en ce sens représente l’étape intermédiaire qui permet l’obtention des propriétés nucléaires requises par un calcul neutronique de réacteur entier. Ces sections efficaces macroscopiques moyennes en énergie (condensation) et en espace (homogénéisation) sont obtenues par pondération par le flux obtenu par le calcul de réseau. Elles sont tabulées en fonction des paramètres locaux et/ou globaux du réacteur tels que le burnup, les températures des différents composants, l’enrichissement du combustible, la concentration en poison neutronique (e.g. le bore dissous dans l’eau). Le calcul de réseau comporte une succession de modèles pour l’obtention de ces propriétés nucléaires : [Hébert, 1997] 1. Auto-protection des résonances Les isotopes lourds, de par la structure nucléaire de leur noyau, présentent pour certaines énergies très localisées du neutron incident de très fortes probabilités d’intéraction. Une étape préliminaire au calcul du flux neutronique est alors nécessaire lorsque celui-ci est réalisé dans le formalisme multigroupe usuel à un nombre de groupes faible (entre 50 et 300) pour le traitement de la variable énergétique. Dans ce formalisme, la dépendance énergétique des diverses quantités est représentée par des fonctions constantes par morceaux. Cette étape supplémentaire dans le calcul de réseau est reliée au phénomène d’auto-protection des résonances : dans une zone d’énergie correspondant à une résonance, le flux neutronique est largement atténué. Par conséquent, un calcul avec une valeur moyenne de la section efficace dans cette zone (pondérée par un flux qui ne présente pas cette dépression) conduit à une large surestimation du taux de réaction associé. Le calcul d’auto-protection est une étape de condensation qui consiste à calculer des estimés des taux de réaction moyens et des flux moyens pour chaque isotope résonnant et pour chaque groupe d’énergie qui présente des résonances
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