Le CEA développe depuis une douzaine d’années une plateforme de calcul neutronique déterministe multifilières, APOLLO3, qui commence à être utilisée pour des études de réacteur. Un schéma de calcul classique d’APOLLO3 en deux étapes repose sur une première étape de calculs d’assemblages en réseau infini à deux dimensions en transport fin générant des bibliothèques de sections efficaces multiparamétrées utilisées dans la deuxième étape de calcul de cœur 3D. Dans le cas d’un gros réacteur électrogène, le calcul de cœur nécessite des approximations qui peuvent être plus ou moins fortes suivant le type d’utilisation visée.

Les schémas de calcul de référence, type SHEM-MOC, et industriel, type REL2005, utilisés encore actuellement à l’étape réseau par le CEA et ses partenaires industriels, EDF et Framatome, ont été développés au milieu des années 2000 à partir des méthodes disponibles dans le code APOLLO2.8. Depuis, de nouveaux développements ont vu le jour dans le code APOLLO3 qui ont fait individuellement l’objet de travaux de vérification et validation démontrant leur capacité à améliorer la qualité des résultats à l’étape réseau. On peut citer, entre autre, les nouvelles méthodes d’autoprotection, sous-groupes et Tone, l’utilisation de sources linéaires surfaciques dans les calculs de flux en méthode des caractéristiques, la reconstruction de flux pour les calculs d’évolution isotopique, et nouveau maillage énergétique fin à 383 groupes.

L’objectif de cette thèse est de définir et valider deux nouveaux schémas de calculs réseau pour les applications REL qui intègrent tout ou partie de ces nouvelles méthodes, en visant des temps de calcul raisonnables pour le schéma de référence, et compatibles avec une utilisation en routine pour le schéma industriel (ces schémas ont vocation à être utilisés dans les futures chaînes de calculs du CEA et de ses partenaires). Les schémas de calcul mis en place seront validés à 2D sur des géométries issues de la suite de benchmarks VERA. La validation sera menée en suivant une approche innovante mettant en œuvre des calculs Monte Carlo à énergie continue ou multigroupes et une analyse perturbative des écarts.

En neutronique, les calculs déterministes reposent généralement sur une approche en deux étapes, appelées étapes réseau et étape cœur. Dans la première, les sections efficaces multi-groupes sont réduites (condensées sur quelques groupes d'énergie et homogénéisées sur des régions de la taille d'un assemblage) en utilisant un petit sous-ensemble du modèle géométrique du système (typiquement, un seul sous-assemblage représentatif d'un modèle répété) afin de réduire la dimensionnalité de l'étape du calcul cœur. Lorsque ces ensembles réduits de sections efficaces sont utilisés pour les analyses de sensibilité du calcul cœur, l'impact de l'étape réseau est généralement négligé. Pour certaines quantités d'intérêt, cela peut conduire à des écarts importants entre les sensibilités calculées et les sensibilités réelles, étant donné que les calculs de transport sur réseau sont essentiels pour véhiculer les informations sur le spectre neutronique local à énergie fine et les effets d'autoprotection des résonances. Il peut y avoir un problème supplémentaire lorsque ces calculs de sensibilité sont utilisés pour fournir un retour d'information sur les évaluations des données nucléaires, ou dans le cas d'études de similitude. Pour résoudre ce problème, plusieurs approches sont disponibles, telles que les calculs directs ou les études de théorie des perturbations, chacune représentant des compromis différents en termes de coût ou de complexité.
L’objectif de cette thèse est par conséquent d’explorer l’état de l’art du domaine, à partir depuis les approches basées sur la force brute jusqu’à celles utilisant la théorie des perturbations avec la possibilité d’en proposer des nouvelles. L’implémentation des méthodes retenu dans des codes de nouvelle génération (comme APOLLO3) permettra enfin d’améliorer la précision des études de sensibilité.
Le doctorant sera basé dans l’unité de recherche en physique des réacteurs du CEA/IRESNE à Cadarache, qui accueille de nombreux étudiants et stagiaires. Les perspectives post-diplôme incluent la recherche dans les laboratoires de R&D nucléaire et dans l'industrie.

Cette thèse s’inscrit dans le cadre du projet POSEIDON (Fission Product Oscillation Experiments for Improving Depletion Calculations), qui porte sur la mesure intégrale des sections efficaces de capture et de diffusion neutroniques des principaux produits de fission contributeurs à la perte de réactivité dans les combustibles irradiés. Il consiste en la mesure, au moyen d’un dispositif d’oscillation en réacteur, de l’effet en réactivité d’échantillons d’isotopes séparés, couplée à la mesure par activation neutronique, dans trois configurations spectrales de cœur : thermique, REP et épithermique.

Une partie de la thèse se déroulera au CEA IRESNE à Cadarache et une partie au Centre de Recherche de la République Tchèque CV Rez. L’étudiante/étudiant participera aux tests et à l’optimisation du dispositif d’oscillation actuellement en cours de fabrication, ainsi qu’à la réalisation des mesures au sein du réacteur expérimental tchèque LR0. La partie de la thèse qui aura lieu à Cadarache portera sur l’analyse des données obtenues. Cette analyse sera réalisée avec des outils de simulation Monte-Carlo. Certaines fonctionnalités nécessaires à l’exploitation des données nécessiteront un développement spécifique au sein des codes par l’étudiante/étudiant.

Une retombée attendue de ces travaux est une meilleure prédiction de la perte de réactivité des cœurs de réacteur en fonction du burn-up. Actuellement, même avec les bibliothèques de données nucléaires internationales les plus récentes, un biais important existe dans l’estimation de cette perte de réactivité.

L’étudiante/étudiant développera des compétences en physique neutronique expérimentale et théorique. Les débouchés incluent les laboratoires de R&D et l’industrie nucléaire.