Meilleure estimation plus incertitude (BEPU) et évaluation de la capacité prédictive des simulations physiques des états transitoires des réacteurs CANDU

Résumé d'un document technique présenté dans le cadre du :
Congrès international de l'ANS de 2018 sur les méthodes BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty)
Du 13 au 19 mai 2018

Auteurs
Dumitru SerghiutaNote de bas de page 1, John Tholammakkil1, Hany Abdel-KhalikNote de bas de page 2

Résumé

La version en vigueur du REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté de la CCSN autorise le recours aux méthodes plus réalistes, comme les simulations d'analyse de réacteur par la meilleure estimation plus incertitude (BEPU). La capacité de quantifier et de bien comprendre les sources d'incertitude constitue l'une des exigences essentielles de l'analyse selon la méthode BEPU, laquelle fournit une mesure fiable pour l'évaluation de la qualité des prévisions. La comparaison directe avec des mesures demeure la preuve définitive de la fiabilité des prévisions de simulation, mais la véritable valeur de toute simulation BEPU repose sur sa capacité de faire des prévisions à l'égard d'états pour lesquels aucune mesure n'existe. Par conséquent, il est évident que l'on doit caractériser toutes les sources d'incertitudes (p. ex. pour les propager et les hiérarchiser) de manière à obtenir des résultats de calculs BEPU fiables que l'on pourra appliquer aux différents aspects de la conception, de l'exploitation et de la sûreté des réacteurs.

Le personnel de la CCSN a entamé une étude de faisabilité visant la création d'un cadre de caractérisation de l'incertitude (CCI) intégré et unique en son genre dont l'utilisation principale consisterait à réaliser des calculs neutroniques pour les réacteurs CANDU. Cette étude vise à renforcer la capacité de la CCSN à vérifier de manière indépendante les dossiers de sûreté grâce à des méthodes d'un plus grand réalisme qui dépendent de simulations analytiques complexes fondées sur des procédures de calcul couplées à la thermohydraulique neutronique tridimensionnelle.

Le document décrit l'approche adoptée en vue de la mise en œuvre un CCI réduit, laquelle est axée sur l'établissement d'une capacité intégrée et automatisée d'analyse de l'incertitude destinée au simulateur de cœur de réacteur NESTLE-CANDU, en régime permanent ou transitoire.

La première étape consiste à établir une banque complète d'échantillons représentatifs de groupes fondés sur la théorie de la diffusion de même que la fonction de distribution des incertitudes associée et la matrice de covariance, ainsi qu'une plateforme intégrée qui comporte des scripts d'exécution, des logiciels d'échantillonnage et des logiciels de traitement permettant d'estimer la distribution de probabilité conjointe de tous les résultats obtenus. De plus, ces résultats sont modifiés de manière à inclure des quantités statistiques typiques, par exemple les moyennes, les écarts et les renseignements de covariance associés aux caractéristiques du cœur sélectionnées par l'utilisateur. Les principaux algorithmes informatiques utilisés pour générer la banque d'échantillons représentatifs fondés sur la théorie de la diffusion sont les suivants : SERPENT, TRITON, T2N et CRANE.

Pour obtenir une copie du document associé au résumé, nous vous invitons à communiquer avec nous par courriel à cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou par téléphone au 613-995-5894 ou au 1-800-668-5284 (au Canada). Veuillez nous indiquer le titre et la date du résumé.

Notes de bas de page

Note de bas de page 1

Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN)

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Note de bas de page 2

Université Purdue, États-Unis

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