Neutronic modeling of complex cores in multidimentional kinetics : application to the low void worth core ASTRID and to the preparation of a validation experiment

Le comportement cinétique d'un réacteur nucléaire est régi par des phénomènes opérant sur différentes échelles de temps. De ce fait, les calculs cinétiques sont parmi les calculs les plus exigeants en termes de ressources en physique des réacteurs et aboutissent généralement à pas abordable, même avec les supercalculateurs les plus avancés.L'approche courante consiste à décrire le comportement cinétique d'un réacteur en utilisant la cinétique ponctuelle, c'est-à-dire un modèle à paramètres intégraux dans lequel le réacteur est modélisé pour ainsi dire comme un point et décrit par un ensemble de paramètres globaux. Cette approche implique que ces quantités sont constantes sur l'ensemble du cœur et n'est pas en mesure de représenter les effets spatiaux qui pourraient résulter de l'hétérogénéité. Les alternatives nécessitent généralement de calculer le flux sur l'ensemble du réacteur avec un pas de temps qui dépend de l'échelle de temps de ces phénomènes. Le temps moyen de génération des neutrons étant typiquement de l'ordre de la microseconde, cela pourrait obliger à répéter le calcul du flux pendant un temps inacceptable.L'objectif de cette thèse est de mettre en œuvre des modèles d'ordre réduit capables de simuler correctement des transitoires de réacteur caractérisés par un comportement complexe tout en étant raisonnable en termes de demande de ressources.Les résultats présentés montrent comment des systèmes hétérogènes peuvent présenter des effets non négligeables qui ne peuvent pas être modélisés avec des approches standard mais peuvent être représentés en utilisant des techniques plus avancées qui ont une demande de ressources du même ordre de grandeur.The kinetic behavior of a nuclear reactor is governed by phenomena taking place on different time scales. Due to this, direct kinetic calculations are among the most resource-demanding calculations in reactor physics and usually result in being not affordable even with the most advanced supercomputers.The common approach is to describe the kinetic behavior of a reactor by using point kinetics that is a lumped parameter model where the reactor is modeled as it were point-like and described by a set of global kinetic parameters. This approach implies that those quantities are constant over the whole core and is not able to capture spatial effects that could arise from heterogeneity. The alternatives usually require to compute the flux on the whole reactor with a time step that depends on the time scale of these phenomena. Being the typical mean neutron generation time of the order of the microsecond, this could force to repeat flux calculation a non-affordable amount of time.The aim of this thesis is to implement and apply reduced-order models able to properly simulate reactor transients characterized by complex behavior while being affordable in terms of resource-demand.The results presented show how heterogeneous systems can present nontrivial effects that can not be modeled with standard approaches but can be represented using more advanced techniques that have resource demand in the same order of magnitude

APOLLO3®: Overview of the new code capabilities for reactor physics analysis

International audienceAPOLLO3® is the French deterministic code for lattice and core calculations, it is developed at the CEA with the financial and technical support of EDF and Framatome since 2007.The main goal of APOLLO3® is the development of a unique deterministic tool which includes the capabilities of lattice and core French codes of previous generation, e.g. APOLLO2, CRONOS2, ECCO and ERANOS, while providing large improvements on reactor physical modeling in a modern and flexible software architecture platform for R&D and industrial activities.This paper presents an overview of the new main capabilities of the deterministic APOLLO3® code in the lattice and core components