Simulation des fuites neutroniques à l'aide d'un modèle B1 hétérogène pour des réacteurs à neutrons rapides et à eau légère

Le calcul neutronique du coeur d'un réacteur s'effectue classiquement en deux étapes : la résolution de l'équation de transport pour les neutrons sur un domaine élémentaire du cœur permet dans un premier temps de générer des paramètres, sections efficaces macroscopiques et éventuellement coefficients de diffusion, qui seront utilisés dans un deuxième temps pour le calcul du réacteur au complet. Dans la première étape, la cellule ou l'assemblage est calculé(e) en π mode fondamental ∫, le motif étant inséré dans un réseau infini et périodique de structures identiques. Cette représentation a l'avantage de la simplicité et permet une modélisation géométrique et spectrale fine pouvant être traitée en théorie du transport au prix d'approximations minimales. Elle suppose cependant que le coeur du réacteur puisse effectivement être représenté par un réseau périodique de domaines élémentaires, ce qui est en soi une approximation importante et, en outre, ne permet pas, a priori, de traiter les échanges de neutrons entre les différents motifs ou les fuites hors du réacteur. Le modèle de fuites propose à ce stade de corriger l'équation de transport par un terme de fuites neutroniques supplémentaires permettant de rendre compte de ce phénomène. Pour des raisons historiques, les méthodes numériques de résolution de l'équation de transport étant limitées par la puissance et la capacité des ordinateurs, le terme de fuites est classiquement modélisé par une probabilité de fuites homogène et isotrope dans un modèle de fuites homogènes. Portés par l'innovation technologique dans le domaine de l'informatique, des modèles de fuites hétérogènes, plus réalistes, ont été développés et implémentés dans plusieurs codes de calcul. Le présent travail de recherche propose d'étudier plusieurs de ces modèles et notamment le modèle TIBERE du code DRAGON-3 de l'Institut de Génie Nucléaire de Polytechnique Montréal, ainsi que le modèle développé dans le code APOLLO-3 du Commissariat à l'Énergie Atomique et aux énergies alternatives. Les études effectuées sur des géométries de réacteurs à neutrons rapides et à caloporteur sodium ainsi que sur des réacteurs à eau légère ont permis de prouver l'intérêt de ces modèles par rapport à un modèle homogène.