Application de la méthode des sous-groupes au calcul Monte-Carlo multigroupe

L'objectif de cette thèse est de démontrer la fiabilité d'un algorithme Monte Carlo reposant sur l'utilisation de la méthode des sous-groupes, dans le cadre du calcul de réseau en physique des réacteurs et en criticité. La méthode des sous-groupes, appelée également méthode multibande, se base sur la représentation sous forme de tables de probabilité des sections efficaces résonnantes lors de la résolution de l'équation de transport neutronique. Cette représentation peut se voir à mi-chemin entre l'approche dite ponctuelle et l'approche multigroupe. L'approche ponctuelle, dite également à énergie continue, préserve au maximum la qualite des modèles physiques présents dans le format ENDF. Cependant, l'importante quantité de données nécessaires à ce modèle rend coûteuse son application à grande échelle. La plupart des outils de production en calcul de sûreté-criticité reposent sur l'utilisation de codes Monte Carlo multigroupes, plus rapides en temps de calcul. Le formalisme multigroupe nécessite néanmoins une étape intermédiaire dite d'auto-protection pour le traitement des sections efficaces multigroupes des isotopes résonnants. La méthode des sous-groupes permet de procéder à un calcul direct, conduisant à une simplication du schéma classique reposant sur le formalisme multigroupe. L'intérêt est ici d'obtenir une réduction du coût de calcul vis-à-vis de la méthode à énergie continue tout en conservant un haut niveau de représentation physique. Plusieurs aspects ont fait l'objet d'une attention toute particulière dans ce projet : Le calcul de tables de probabilité cohérentes avec un maillage énergétique comprenant seulement 295 ou 361 groupes. L'approche proposée dans le code CALENDF reposant sur la méthode des moments s'est révélée comme la technique la plus performante pour obtenir des tables de probabilités utilisables dans un code Monte Carlo. La combinaison de l'utilisation de tables de probabilité pour le traitement des sections efficaces avec une marche aléatoire reposant sur la méthode de Delta-tracking pour le traitement de la géométrie. L'obtention de données cohérentes avec un algorithme Monte Carlo afin de tenir compte de l'anisotropie de la diffusion. Les matrices de transfert sont disponibles sous forme de séries de polynômes de Legendre dans les librairies au format Draglib, mathématiquement inadaptées à une utilisation directe dans un algorithme Monte Carlo. Une solution très efficace consiste à transformer ces moments sous forme de tables de probabilité. Comme dans le code MORET de l'IRSN, la méthode des moments du code

Abstract

This thesis is dedicated to the development of a Monte Carlo neutron transport solver based on the subgroup (or multiband) method. In this formalism, cross sections for resonant isotopes are represented in the form of probability tables on the whole energy spectrum. This study is intended in order to test and validate this approach in lattice physics and criticalitysafety applications. The probability table method seems promising since it introduces an alternative computational way between the legacy continuous-energy representation and the multigroup method. In the first case, the amount of data invoked in continuous-energy Monte Carlo calculations can be very important and tend to slow down the overall computational time. In addition,this model preserves the quality of the physical laws present in the ENDF format. Due to its cheap computational cost, the multigroup Monte Carlo way is usually at the basis of production codes in criticality-safety studies. However, the use of a multigroup representation of the cross sections implies a preliminary calculation to take into account self-shielding effects for resonant isotopes. This is generally performed by deterministic lattice codes relying on the collision probability method. Using cross-section probability tables on the whole energy range permits to directly take into account self-shielding effects and can be employed in both lattice physics and criticality-safety calculations. Several aspects have been thoroughly studied: The consistent computation of probability tables with a energy grid comprising only 295 or 361 groups. The CALENDF moment approach conducted to probability tables suitable for a Monte Carlo code. The combination of the probability table sampling for the energy variable with the delta-tracking rejection technique for the space variable, and its impact on the overall efficiency of the proposed Monte Carlo algorithm. The derivation of a model for taking into account anisotropic effects of the scattering reaction consistent with the subgroup method. In this study, we generalize the Discrete Angle Technique, already proposed for homogeneous, multigroup cross sections, to isotopic cross sections on the form of probability tables. In this technique, the angular density is discretized into probability tables. Similarly to the cross-section case, a moment approach is used to compute the probability tables for the scattering cosine. The introduction of a leakage model based on the B1 fundamental mode approximation.