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Thèses (version de soutenance)

Identifiant pérenne de la notice : 
 
 
 
Type(s) de contenu (modes de consultation) :
Texte (informatique)
Type de support matériel :
Ressource dématérialisée
 
Titre : 
Development of a dynamic stochastic neutronic code for the analysis of conventional and hybrid nuclear reactors / Thalia Xenofontos ; sous la direction de Marc-Thierry Jaekel et de Alexandros Clouvas
Mémoire ou thèse (version d'origine)
Alphabet du titre : 
latin
Auteur(s) : 
Jaekel, Marc-Thierry. Directeur de thèse. Membre du jury
Clouvas, Alexandros. Directeur de thèse. Membre du jury
Catsaros, Nicolas. Président du jury de soutenance
Gazis, Evangelos (19..-....). Rapporteur de la thèse
Kodeli, Ivan Alexander. Rapporteur de la thèse
Varvayanni, Melpomeni. Membre du jury
Université Paris-Saclay (2015-2019). Organisme de soutenance
École polytechnique (Palaiseau, Essonne). Autre partenaire associé à la thèse
Date(s) : 
2018
Langue(s) : 
anglais
Pays : 
France
Production :
Description : 
Données textuelles
Num. national de thèse : 
2018SACLX013
Accès en ligne : 
Accès au texte intégral
 
 
Thèse : 
Note sur la disponibilité :
Thèse soumise à l'embargo de l'auteur jusqu'au 01 septembre 2018
Notes :
Thèse soutenue en co-tutelle. - Titre provenant de l'écran-titre. - Ecole(s) Doctorale(s) : École doctorale Particules, hadrons, énergie et noyau : instrumentation, imagerie, cosmos et simulation (Orsay, Essonne ; 2015-....). - Partenaire(s) de recherche : École polytechnique (Palaiseau, Essonne) (établissement opérateur d'inscription), Commissariat à l'énergie atomique (France). Section d'application des Traceurs (Grenoble) (Laboratoire). - Autre(s) contribution(s) : Nicolas Catsaros (Président du jury) ; Marc-Thierry Jaekel, Alexandros Clouvas, Constantin Meis, Melpomeni Varvayanni (Membre(s) du jury) ; Evangelos Gazis, Ivan Alexander Kodeli (Rapporteur(s))
Format(s) du document : 
PDF
 
Configuration requise : 
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Résumé(s) : 
La nécessité de simulations précises d’un réacteur nucléaire et spécialement dans des cas de cœurs et de configurations de combustible complexes, a imposé un usage accru de Codes Neutroniques Stochastiques (CNS). De plus, une demande a émergé pour des CNS à capacité inhérente d’estimation en continu de la variation de la composition isotopique du cœur ainsi qu’à couplage thermo-hydraulique optimisé. Des capacités supplémentaires sont exigées pour ces codes au vu de leur utilisation pour l’étude de nouveaux concepts de réacteur comme les Réacteurs Conduits par Accélérateur (RCA). Plus précisément, le réacteur hybride comprenant un réacteur nucléaire conventionnel et un accélérateur, nécessite l’analyse des deux composantes (réacteur – accélérateur) par un outil capable de couvrir le spectre énergétique neutronique extrêmement étendu qui caractérise ce système hybride.Ce travail présente les principales caractéristiques et capacités du nouveau CNS ANET (Advanced Neutronics with Evolution and Thermal hydraulic feedback) développé en collaboration du NCSR Demokritos (Grèce) avec CNRS/IDRIS et UPMC (France) et couvrant autant que possible les exigences exposées ci-dessus. ANET est basé sur la version ouverte du code PHE GEANT3.21 et est destiné à effectuer des analyses de cœurs de réacteurs conventionnels de génération II et III ainsi que des RCA. ANET est construit avec la capacité inhérentea) d’effectuer des calculs d’évolution du combustibleb) de simuler le processus de spallation dans le cas des RCAtout en tenant compte de la thermo-hydraulique du système.La version actuelle d’ANET utilise les trois estimateurs standard Monte Carlo pour le calcul du facteur de multiplication neutronique effectif (keff), soit l’estimateur de collision, celui d’absorption et celui de longueur de trace. Pour ce qui est du calcul du débit de fluence neutronique et des taux de réaction, les estimateurs de collision et de longueur de trace sont implémentés dans ANET suivant la procédure standard Monte Carlo. Pour ce qui concerne les calculs d’évolution (par exemple la consommation du combustible), une approche purement stochastique est implémentée dans ANET. A noter que la procédure usuelle consiste à coupler le code neutronique stochastique avec un code déterministe qui calcule la consommation du combustible. Pour les besoins d’analyse des RCA, le module INCL/ABLA a été incorporé dans ANET de façon à ce que le processus de spallation soit simulé par le code. La capacité d’ANET de simuler des configurations classiques a été démontrée en utilisant des résultats de mesures et des simulations de vérification effectuées en utilisant d’autres codes bien établis, ainsi qu’il est montré par la suite.Des données provenant de plusieurs installations et des analyses de problèmes-type internationaux ont été utilisés pour vérifier et valider les capacités d’ANET.Pour conclure, les résultats obtenus lors des comparaisons avec des mesures ou avec des simulations effectuées en utilisant d’autres codes neutroniques stochastiques ou déterministes, montrent qu’ANET possède la capacité de calculer correctement d’importants paramètres de systèmes critiques ou sous-critiques. Par ailleurs, l’application préliminaire d’ANET à des problèmes dépendant du temps fournit des résultats encourageants. ANET produit des estimations de consommation de combustible raisonnables, compte tenu que des incertitudes dans ce domaine sont souvent de l’ordre de 20% ou plus. Finalement, les performances du code dans le cas de KUCA montrent qu’ANET peut analyser des RCA de façon satisfaisante.
 
The necessity for precise simulations of a nuclear reactor especially in case of complex core and fuel configurations has imposed the increasing use of Monte Carlo (MC) neutronics codes. Besides, a demand of additional stochastic codes’ inherent capabilities has emerged regarding mainly the simulation of the temporal variations in the core isotopic composition as well as the incorporation of the T-H feedback. In addition to the above, the design of innovative nuclear reactor concepts, such as the Accelerator Driven System (ADSs), imposed extra requirements of simulation capabilities. More specifically, the combination of an accelerator and a nuclear reactor in the ADS requires the simulation of both subsystems for an integrated system analysis. Therefore a need arises for more advanced simulation tools, able to cover the broad neutrons energy spectrum involved in these systems.This work presents the main features and capabilities of the new MC neutronics code ANET (Advanced Neutronics with Evolution and Thermal hydraulic feedback), being developed in NCSR Demokritos (Greece) in cooperation with CNRS/IDRIS and UPMC (France) and intending to meet as effectively as possible the above described modelling requirements. ANET is based on the open-source version of the HEP code GEANT3.21 and is targeting to the creation of an enhanced computational tool in the field of reactor analysis, capable of simulating both GEN II/III reactors and ADSs. ANET is structured with inherent capability of (a) performing burnup calculations and (b) simulating the spallation process in the ADS analysis, while taking T-H feedback into account.The current ANET version utilizes the three standard Monte Carlo estimators for the neutron multiplication factor (keff) calculation, i.e. the collision estimator, the absorption estimator and the track-length estimator. Regarding the simulation of neutron fluence and reaction rates, the collision and the track-length estimators are implemented in ANET following the standard Monte Carlo procedure. For the burnup calculations ANET attempts to apply a pure Monte Carlo approach, adopting the typical procedure followed in stochastic codes. With respect to code improvements for the ADS analysis, so far ANET has incorporated the INCL/ABLA code so that the spallation process can be inherently simulated. The ANET reliability in typical computations was tested using observational data and parallel simulations by different codes as described in the following chapters.Various installations and international benchmarks were considered suitable for the verification and validation of all the previously mentioned features incorporated in the new code ANET. The obtained results are compared with experimental data from the nuclear infrastructures and with computations performed by well-established stochastic or deterministic neutronics codes and show satisfactory agreement with both measurements and independent computations, verifying thus ANET’s ability to successfully simulate important parameters of critical and subcritical systems. Also, the preliminary ANET application for dynamic analysis is encouraging since it indicates the code capability to inherently provide a reasonable prediction for the core inventory evolution taking into account the uncertainties of the order of 20% and even higher that are traditionally expected in core inventory evolution calculations. Lastly, the code performance in the KUCA case was found satisfactory demonstrating thus inherent capability of analyzing ADSs.
 
 
 
Titre(s) traduit(s) ajouté(s) par le catalogueur : 
Développement d’un code neutronique stochastique dynamique pour l’analyse de réacteurs nucléaires conventionnels et hybrides (français)
 
Sujets : 
Forme ou Genre : 
 
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