Repères - N°33 / Avril 2017 - Le magazine de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire - 13

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process

comment sont validés
les codes de calcul ?

Beaucoup d'entre elles ont été intégrées à la bibliothèque d'expériences distribuée par l'OCDE,
qui comprend plus de 4 000 configurations. De
quoi représenter l'ensemble des situations réelles
possibles ? Pas vraiment, c'est pourquoi les programmes expérimentaux se poursuivent. "Les
calculs initiaux ont été faits en prenant d'importantes marges de sûreté 'dans le doute', explique
Isabelle Duhamel. Or les industriels veulent optimiser leurs opérations, par exemple pouvoir placer plus
d'assemblages usés dans le même colis de transport,
ou manipuler du combustible dont l'enrichissement
a augmenté, tout en conservant des marges de sûreté
suffisantes. Ils doivent caractériser plus précisément
les matériaux environnants."
C'était l'objet du programme expérimental Mirte
de l'IRSN. Il a évalué le pouvoir d'absorption des
neutrons de différents matériaux de structure -
aluminium, fer, zircaloy, nickel, verre, béton, etc.
- présents dans les emballages de transport ou les
installations de stockage et insuffisamment pris en
compte jusqu'ici dans les calculs.

Une collaboration avec
les États-Unis
Autre nouveauté : la prise en compte de la perte de
matière fissile et de la présence de produits de fission dans les combustibles usés, que l'on appelle le
"crédit burn-up".
Ces deux facteurs diminuent le keff des assemblages, mais sans pouvoir en apprécier précisément
l'importance jusqu'à ce que l'Institut, avec le CEA et
Areva, mène à Valduc des expériences de référence
uniques au monde. "Nous avons vendu les résultats
aux Américains et aux Japonais, et d'autres candidats
se présentent", souligne Isabelle Duhamel.
En 2013, les installations expérimentales de Valduc
ont fermé. L'IRSN a alors lancé un programme
de collaboration, dénommé Princess, qui associe
des partenaires étrangers dont les États-Unis. Les
premières expérimentations conjointes ont déjà
démarré dans les installations américaines.

1 Expérimentation

2 Simulation

les chercheurs de l'irsN créent des
dispositifs expérimentaux représentatifs
des installations réelles, ici des assemblages
de combustible. leur géométrie est connue.
ils les "poussent" à la limite de la criticité,
par exemple en faisant monter le niveau
d'eau. un compteur de neutrons vérifie
que l'on s'approche de la criticité. il donne
indirectement le keff.

en parallèle de
l'expérimentation, le
même dispositif est
simulé par le code à
valider. cette phase
de modélisation
permet de calculer
un autre keff.

Expérimentation
IRSN

IRSN

Validation
du code

3 validation du code

les chercheurs comparent
le keff calculé et celui issu
de l'expérience. les courbes
représentent sa variation
en fonction de
paramètres comme
l'enrichissement de
l'uranium, l'épaisseur des
parois isolantes, etc. pour
valider un code sur un cas
d'application, il convient de
choisir des expériences
représentatives et de
déterminer les écarts entre
les keff calculés et ceux issus
des expériences. l'analyse
des écarts peut conduire à
retenir un biais.

4 L'utilisation du code

Calcul /
Modélisation code

IRSN

EXPLOITANT
Simulation

Calcul Keff

Code

l'exploitant simule des
situations pouvant exister
pour évaluer leur keff. Dans
l'exemple d'un emballage de
transport d'assemblages de
combustibles, l'ingénieur saisit
ses paramètres - dimensions,
matériaux, enrichissement
du combustible, etc. le code
calcule un keff. une fois validé
pour cette configuration, ce
résultat - majoré du biais
éventuel - est considéré
comme fiable.

Isabelle Duhamel, chercheuse
en neutronique-criticité.

Avant leur utilisation, les codes de calcul du keff doivent être validés
expérimentalement. C'est le rôle de chercheurs de l'IRSn qui utilisent
des installations ad hoc, comme à Valduc.

page 13 - repères N° 33 - avril 2017

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