Cadre intégré de propagation des sources d'incertitude dans les sections efficaces des noyaux en présence de simulations des paramètres physiques du réacteur CANDU à l'état stable et transitoire

Résumé d’un document technique présenté à la :
37^e Conférence annuelle de la Société nucléaire canadienne
Juin 2017

Préparé par :
Dumitru Serghiuta et John Tholammakkil, Commission canadienne de sûreté nucléaire, Ottawa, Canada
Hany Abdel-Khalik, Université Purdue, West Lafayette (Indiana), États-Unis
Alexandre Trottier, Laboratoires Nucléaires Canadiens, Chalk River, Canada

Résumé

Le présent document de la CCSN, REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, permet l’utilisation de méthodologies plus réalistes, comme les simulations d’analyse du réacteur présentant la meilleure estimation de comportement de réacteur en tenant compte des incertitudes. La quantification et la compréhension des sources d’incertitude sont des aspects essentiels de l’analyse fondée sur la meilleure estimation, car cela produit une mesure fiable permettant d’évaluer la qualité des prédictions.

Même si la comparaison directe avec des mesures fournit la preuve ultime que les prédictions de simulations sont fiables, la véritable valeur de toute simulation présentant la meilleure estimation réside dans sa capacité à analyser les conditions du réacteur pour lesquelles des mesures ne sont pas disponibles. Par conséquent, il existe de toute évidence un besoin de caractériser, c.­à­d. de propager et de classer par ordre de priorité toutes les sources d’incertitude afin d’utiliser de manière fiable les résultats des calculs fondés sur la meilleure estimation quant aux divers aspects de la conception, de l’exploitation et de la sûreté du réacteur.

Afin d’accroître la capacité de la CCSN de vérifier de manière indépendante les dossiers de sûreté à l’aide de méthodologies plus réalistes, son personnel a lancé une étude visant à examiner la possibilité d’élaborer un cadre intégré – le premier en son genre – pour la caractérisation du degré d’incertitude (CDI) dont l’application première serait liée aux calculs neutroniques du réacteur CANDU. Le but est de fournir une méthodologie détaillée et défendable sur le plan scientifique pour la caractérisation du degré d’incertitude dans tous les calculs liés à l’analyse du réacteur fondée sur la meilleure estimation, y compris les simulations à l’état stable et transitoire, à utiliser dans le cadre d’une vérification réglementaire indépendante. L’étude visait aussi à cerner les besoins et les principaux défis propres à l’élaboration et au codage du CDI. Le concept de CDI a été mis au point afin d’accomplir quatre fonctions principales : premièrement, cerner toutes les sources d’incertitude découlant des hypothèses de modélisation, des approximations numériques ainsi que des incertitudes relatives aux données nucléaires et aux paramètres technologiques; deuxièmement, propager les sources d’incertitude cernées aux réponses d’intérêt, comme les valeurs propres du cœur, la répartition de la puissance et l’accroissement de l’enthalpie des grappes de combustible; troisièmement, établir une correspondance entre les sources d’incertitude propagées et la panoplie des conditions d’exploitation; enfin, générer un tableau d’identification et de classement des priorités (TICP) qui permet de déterminer et de classer par ordre d’importance les sources d’incertitude dominantes.

Le présent document décrit l’approche proposée pour la première étape de mise en œuvre du CDI, qui se concentre sur l’élaboration d’une capacité automatisée intégrée liée à l’analyse des incertitudes pour le simulateur de cœur NESTLE C, et ce, dans le cadre de calculs du cœur de CANDU à l’état stable et transitoire. Le résultat final est une bibliothèque exhaustive de sections efficaces de diffusion et une matrice connexe de covariance et de fonction de distribution des incertitudes, de même qu’une plateforme intégrée comprenant des scripts d’exécution, un logiciel échantillonneur, NESTLE C et un logiciel de traitement doté d’un indicateur d’entrée permettant à l’utilisateur d’estimer la distribution de probabilité conjointe pour tous les résultats obtenus. Ces derniers sont aussi personnalisés afin d’inclure des quantités statistiques typiques, comme la moyenne, la variance et la covariance d’attributs du cœur choisis par l’utilisateur. Les principaux codes informatiques utilisés pour produire la bibliothèque des sections efficaces de diffusion sont SERPENT, TRITON, T2N et CRANE.

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