Neutronique et Etude de Cas - 4PMGNEU4

Objectif(s)

La physique neutronique est, avec la thermohydraulique entre autres, un pilier de la physique des réacteurs. C'est une physique éminemment "multi-échelle" (au moins 15 ordres de grandeur entre les extrema, tant en espace qu'en temps ou en énergie). Tout cela implique une certaine complexité, à la fois dans la théorie et dans les moyens de l'utiliser pour faire des prédictions. Certaines écoles prônent la recherche d'une précision maximale et, de fait, s'orientent vers le détail théorique et les méthodes - en développement continu depuis les années 40 - les plus sophistiquées (qu'elles soient déterministes i.e. basées sur la résolution numérique d'équations différentielles par discrétisation, ou stochastiques i.e. basées sur l'échantillonnage d'histoires individuelles de neutrons). En privilégiant les modèles et méthodes de résolution les plus simples possible (une fois fixée la précision recherchée), notre approche se veut complémentaire : il s'agit d'apprendre à utiliser ces outils de base (mis au point autour de l'approximation dite "de la diffusion") à bon escient, sans s'interdire de recourir à des techniques plus complexes si besoin. Cette approche n'est pas nouvelle, elle était déjà mise en avant dès 1958 par Weinberg & Wigner dans leur Physical Theory of Neutron Chain Reactors : "We believe strongly that only when there is a true understanding of the physical and analytical basis of a reactor calculation can the machine be used to full effect". Autrement dit, la maîtrise des approximations et méthodes les plus élémentaires reste en 2019 un pré-requis indispensable à l'utilisation et l'interprétation correctes des codes de simulation. Et c'est précisément l'objectif (ambitieux) de ce cours.

Contenu(s)

BASES THEORIQUES

Part. I - Les pré-requis essentiels : des réactions nucléaires jusqu'au réacteur
Chap. 1 - Quelques notions de physique nucléaire
Chap. 2 - Quelques notions de physique des réacteurs

Part. II - Les équations de base : du transport détaillé à l'approximation de la diffusion
Chap. 3 - Simplification progressive de l'équation du transport
Chap. 4 - Premières utilisations de l'équation de la diffusion

Part. III - Les modèles du ralentissement : du choc élémentaire au couplage entre énergie et espace
Chap. 5 - Théorie simplifiée du ralentissement des neutrons
Chap. 6 - Calcul de la distribution énergétique (sans puis avec absorption résonnante)
Chap. 7 - Calcul simplifié de la distribution spatiale, notions sur le couplage avec l'énergie

METHODES DE CALCUL

Part. IV - L'approche analytique : de la notion de criticité au calcul en diffusion de coeurs simples
Chap. 8 - Principes de calcul en diffusion d'un système critique sphérique (et TD3)
Chap. 9 - Généralisation à d'autres géométries et à plusieurs zones homogènes (et TD3 bis)

Part. V - Vers la simulation numérique : des raffinements de la diffusion au retour nécessaire à des calculs en transport
Chap. 10 - Approximation multigroupe et raffinement énergétique
Chap. 11 - Raffinements spatiaux et outils de calcul associés (et TD4)
Chap. 12 - Retour au transport et méthodes de simulation (et TD5)

En parallèle du cours, la synthèse d'un article de conférence est à préparer et fait l'objet en mai des séances de Neutronique en Clips (évaluation séparée).

Outils de base en mathématiques (opérateurs pour la physique, équations différentielles), notions de physique nucléaire (sections efficaces, réactions induites par neutron), introduction à la physique des réacteurs