Les calculs de neutronique pour les réacteurs à eau légère (REL) nécessitent de déterminer la distribution de puissance dans le cœur, une tâche coûteuse en ressources computationnelles. Pour contourner cette difficulté, les simulations déterministes sont traditionnellement réalisées en deux étapes. D'abord, des calculs 2D isolés: simulation d’assemblages combustibles en utilisant la théorie du transport avec des conditions aux limites réfléchissantes. Ensuite, des simulations 3D complètes : utilisation des sections efficaces homogénéisées à quelques groupes générées en 2D pour modéliser le cœur entier via la théorie de la diffusion.
Cependant, les codes déterministes utilisés pour la première étape reposent sur des approximations (dépendance énergétique des sections efficaces, traitement de la diffusion anisotrope), limitant la précision des résultats. Les méthodes Monte-Carlo, en revanche, offrent une alternative sans approximations, capables de produire des résultats de référence.
Cette thèse vise à développer et qualifier des méthodes Monte-Carlo pour générer des données de diffusion et sections multi-groupe dans le code TRIPOLI-5 (co-développé par le CEA et l’ASNR). Ces données alimenteront ensuite les codes déterministes pour des simulations neutroniques complètes du cœur.
Les coefficients de diffusion à quelques groupes, essentiels pour les solveurs de diffusion, ne sont pas disponibles dans les bibliothèques de données nucléaires. Les méthodes déterministes actuelles utilisent des approximations, ce qui introduit des incertitudes. La thèse proposera des solutions pour calculer ces coefficients à haute-fidélité dans un contexte Monte-Carlo en énergie continue.
Cette thèse explorera différents axes, notamment les méthodes permettant le calcul des coefficients de diffusion (Méthode de l’Aire de Migration Cumulée) et les modèles de fuite. Pour chacun, une évaluation de la précision des résultats sera effectuée, en vue d’une implémentation industrielle dans TRIPOLI-5.
L’implémentation de ces méthodes dans TRIPOLI-5 permettra d’améliorer la précision des données de diffusion pour les solveurs en aval et de surmonter les limites des chaînes d’outils déterministes actuelles. À terme, cette thèse contribuera à faire de TRIPOLI-5 une plateforme de référence pour la génération de données à haute-fidélité destinées aux calculs de cœur des réacteurs à eau légère, tout en ouvrant la voie à une intégration industrielle de ces méthodes.