Détermination, maîtrise et réduction des biais et incertitudes de la réactivité du réacteur Jules HOROWITZ

Le formulaire de calcul neutronique HORUS3D/N dedie au Reacteur Jules Horowitz (RJH), sert aux etudes de conception et de surete du reacteur. La maitrise de l'ensemble des parametres neutroniques du RJH doit etre assuree pour l'instruction du rapport de surete de l'installation. Ce travail de recherche s'inscrit dans cet objectif et s'attache a la determination, la maitrise et la reduction des incertitudes dues aux donnees nucleaires sur la reactivite du Reacteur Jules Horowitz (RJH). Une demarche rigoureuse et generique a ete mise en place : c'est un ensemble coherent, complet et incremental qui permet l'identification et la quantification de l'ensemble des sources d'incertitudes et qui a abouti a la maitrise du biais et des incertitudes dus aux donnees nucleaires sur la reactivite du cas etudie : le Reacteur Jules Horowitz. Cette methode est basee sur une succession d'etudes : l'elaboration d'un jeu de matrices de variance-covariance coherentes concernant les donnees nucleaires des isotopes d'interet, les etudes de sensibilite aux donnees nucleaires de l'experience et de l'application etudiees, la determination fine des incertitudes technologiques par la mise en œuvre d'une methode innovante une etude de transposition estimant le biais et l'incertitude a posteriori dus aux donnees nucleaires sur l'application etudiee. Les differentes etapes s'appuient sur les outils de calcul de reference du CEA (code de calcul Monte-Carlo TRIPOLI4, codes deterministes APOLLO2 et CRONOS2, code d'evaluation CONRAD), l'evaluation de donnees nucleaires JEFF-3.1. 1 et des methodes de propagation, marginalisation et de transposition des incertitudes. La propagation des incertitudes sur les donnees nucleaires contenues dans les matrices de variance-covariance conclut a une incertitude a priori de 637 pcm (1σ) sur la reactivite du RJH pour le combustible U3Si2Al enrichi a 19.75% en 235U. L'interpretation des mesures d'oscillation d'echantillons du programme VALMONT dans le reacteur MINERVE a permis la qualification des donnees nucleaires relatives au combustible du RJH de l'evaluation JEFF-3.1. 1 et a mis en evidence la coherence de leurs incertitudes. Ainsi, l'interpretation de la reactivite du cœur AMMON/Reference a ete realisee avec l'evaluation JEFF-3.1. 1 (et le code de reference TRIPOLI4). Un ecart calcul/experience de +376 pcm est observe. Une etude fine de determination des incertitudes sur la reactivite de la configuration de reference aboutit a 340 pcm (1σ) dues aux incertitudes technologiques et a 671 pcm (1σ) dues aux incertitudes sur les donnees nucleaires. La transposition du biais et des incertitudes de l'experience AMMON/Reference est realisable grâce a l'excellente representativite de cette derniere vis-a-vis du RJH. La reduction d'un facteur 2 sur l'incertitude a appliquer sur la reactivite debut de vie du RJH est ainsi obtenue, ce qui equivaut a un gain d'environ deux jours equivalents pleine puissance (1σ) sur la longueur de cycle. Ainsi, le biais et l'incertitude associee a retenir pour un combustible U3Si2Al enrichi a 19.75 % en 235U, et un cœur RJH critique non barre (reflecteur nu) en debut de vie sont de +266 ± 352 pcm (1σ).