Application d'un modèle de fuites simplifié pour le calcul d'assemblage de réacteurs nucléaires en environnement

En neutronique, on réalise classiquement le calcul d’un cœur de réacteur en deux étapes. La première consiste à résoudre l’équation de transport sur une partie élémentaire du réacteur : un assemblage. Cette étape permet alors de générer des bibliothèques multi-paramétrées contenant les grandeurs d’intérêt, comme les sections efficaces, les coefficients de diffusion et d’autres données, notamment cinétiques. La deuxième étape de calcul s’appuie sur ces bibliothèques et les interpole afin de réaliser un calcul rapide et précis du cœur de réacteur complet. Au cours de la première étape de calcul, on se place en général dans le « mode fondamental » : on fait l’hypothèse que l’assemblage étudié se répète et pave l’espace complet en formant un réseau infini. Cependant, on fait l’hypothèse que le réacteur peut être représenté par un tel réseau périodique d’assemblages, ce qui est une hypothèse importante. Pour pallier cela, on choisit d’introduire dans l’équation de transport un terme de fuites neutroniques, ce qui permet alors de prendre en compte les fuites au sein du réacteur, mais aussi les échanges de neutrons entre chacun des assemblages qui le composent. Le choix qui est classiquement fait est alors d’utiliser un modèle de fuites homogène, qui permet alors de calculer une probabilité de fuites homogène et isotrope sur tout l’assemblage. D’autres modèles existent, dits hétérogènes, et permettent de calculer des fuites dépendantes des dimensions spatiales sur le motif calculé. Ces modèles augmentent cependant la complexité et la durée du calcul. Le cœur d’un réacteur n’est pas uniforme. Il est en effet composé de différents assemblages pouvant comporter des différences de combustible (Oxyde d’Uranium, aussi appelé UOX, ou Mélange d’Oxydes, appelé MOX) ou d’irradiation reçue dans le cœur, certains assemblages comportent des barres de contrôle, ou encore d’autres peuvent être enrichis avec des poisons neutroniques, comme le gadolinium. Ces assemblages peuvent avoir un comportement neutronique très différent les uns des autres. Ainsi, le fait de les calculer en « mode fondamental » devient une hypothèse questionnable. En effet, lors d’un calcul de cœur, ces assemblages sont placés dans un environnement très différent de celui dans lequel ils ont été calculés. Le travail proposé dans ce mémoire est alors de calculer ces assemblages en les plaçant dans un envi-ronnement plus proche de celui dans lequel ils sont placés lors du calcul de cœur complet. Pour ce faire, on utilise le code de calcul réseau Dragon5 pour modéliser ces assemblages et les calculer avec un environnement. On calcule l’assemblage d’intérêt en le plaçant dans un cluster, c’est-à-dire un motif de 3 × 3 assemblages au milieu duquel se trouve l’assemblage d’intérêt.