Sujet de thèse CEA - v4

Cj160018

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Extrait

PROPOSITION DE THESE

Titre de la thèse :

Modélisation et simulation numérique des chambres à fission sous haut flux. Application à la

conception et à l'étalonnage de l'instrumentation des dispositifs d'irradiation du Réacteur

Jules Horowitz et au contrôle-commande des réacteurs du futur.

Domaine :

Instrumentation nucléaire

Laboratoire d’accueil du CEA :

Laboratoire

de

Dosimétrie

Contrôle

Commande

et

Instrumentation

(DEN/CAD/DER/SPEx/LDCI)

Sujet :

Dans un réacteur nucléaire, la mesure en ligne d’un flux neutronique est le plus souvent

réalisée au moyen d’une chambre à fission (CF). Le choix du dépôt fissile de ce type de

détecteur permet d’adapter sa réponse aux gammes d’énergie des neutrons spécifiées par

les expérimentateurs. Cette information sur le spectre

offerte par les CF est précieuse pour

la surveillance des réacteurs de puissance, pour des études neutroniques réalisées dans

des réacteurs expérimentaux à puissance nulle, ou encore pour le monitoring du flux dans

un dispositif expérimental de réacteur d’irradiation. Ce travail de thèse devra déboucher sur

des applications pour les réacteurs de quatrième génération et le réacteur d’irradiation Jules

Horowitz actuellement en construction à Cadarache.

Une CF est typiquement constituée de deux électrodes cylindriques coaxiales sur l’une

desquelles de la matière fissile a été déposée.

Un gaz, souvent de l’argon, remplit l’espace

inter-électrodes. Un neutron provoque une fission dans le dépôt. Un produit de fission (PF)

est alors éjecté en direction du gaz de remplissage avec lequel il interagit en créant des

charges par ionisation. Ces charges sont collectées par une tension de polarisation

appliquée aux électrodes. On observe alors une impulsion de courant en sortie du détecteur.

Plus précisément, la grandeur physique mesurée en sortie d’une CF dépend de son mode

de fonctionnement. Il en existe trois : le mode impulsion, le mode fluctuation et le mode

courant [1]. Le mode impulsion convient dans le cas de faibles taux de fission. La grandeur

mesurée est un nombre d’impulsions (ou « coups ») par seconde. Les modes fluctuation et

courant sont utilisés dans le cas de taux de fission modérés à forts,

pour lesquels les

impulsions individuelles s’empilent. Les grandeurs mesurées sont respectivement la variance

et la moyenne du courant qui sont toutes deux proportionnelles au flux de neutrons incident

sur la CF. On appelle « sensibilité » le facteur qui relie le flux à la grandeur mesurée en

sortie du détecteur. La connaissance de cette sensibilité est donc capitale pour la mesure du

flux neutronique.

La détermination de la sensibilité se fait classiquement de façon expérimentale. On parle

alors d’étalonnage expérimental d’une CF dans un mode de fonctionnement donné. Pour

cela, le détecteur est placé dans un dispositif caractérisé par un flux de référence. Il s’agit

par exemple d’un canal dans une colonne de graphite permettant une très bonne

thermalisation des neutrons produits par un réacteur d’irradiation. L’inconvénient de cette

approche est qu’elle ne garantit pas, pour certaines expériences, la représentativité du flux

de référence

par rapport aux conditions d’utilisation normales de la CF. Afin de résoudre

cette difficile question de représentativité, il faudrait être capable d’extrapoler voire de

calculer la sensibilité du détecteur.

Cette approche parfois qualifiée « d’étalonnage numérique du détecteur » commence à être

utilisée dans le domaine des systèmes de caractérisation non-destructive par mesures

nucléaires. Ceci est notamment le cas dans le domaine de la spectrométrie gamma où des

outils d’étalonnage numérique sont commercialement disponibles [6]. En ce qui concerne les

CF, un important travail de développement de modèles physiques et des outils de simulation

numérique associés reste à accomplir. Début 2006, le CEA a réuni les spécialistes des trois

directions (DSM, DRT, DEN) impliquées dans le développement de chambres à fission. Il a

été décidé de partager les acquis en matière de modélisation des CF, et de confier au

Département d’Etude des Réacteurs (DER) de la DEN un rôle de centralisation des

connaissances et de coordination de l’effort de R&D. L’analyse des travaux réalisés au CEA

ou par d’autres organismes de recherche a révélé que ceux-ci ont porté essentiellement sur

le mode courant [2,3] et que les acquis sont faibles pour le mode fluctuation qui présente un

intérêt indéniable [4,5] en vertu de sa capacité élevée de réjection de la composante du

signal due au rayonnement gamma. Il est important de souligner que dans un réacteur cette

dernière composante peut largement dépasser celle due au champ neutronique.

Le DER a

donc initié en 2006 un projet de développement d’une plateforme d’outils de modélisation

des CF capitalisant les résultats obtenus par différentes unités du CEA (DSM/DAPNIA,

DEN/DER et DRT/DETECS) et impliquant de nouvelles actions de R&D en réponse à l’état

de l’art décrit précédemment.

La thèse proposée s’inscrit dans cette démarche générale, tout en répondant spécifiquement

aux besoins identifiés dans le cadre d’un projet de développement d’un système de mesure

du flux rapide mené en collaboration avec le SCK•CEN de Mol (Belgique) [4]. Ce projet

s’intitule FNDS (Fast Neutron Detector System) et il met en oeuvre des CF au plutonium 242

exploitées en mode fluctuation.

L’objectif de la thèse sera de modéliser le fonctionnement d’une CF en mode fluctuation et

de contribuer à la réalisation d’une plateforme

de simulation intégrée qui permettra d’estimer

une sensibilité. Il s’agira de comprendre et de mettre en équation les phénomènes physiques

menant à la production d’un courant fortement fluctuant délivré à la sortie du détecteur [2,3].

Ce travail de modélisation portera en particulier sur les points suivants :

•

Formation et transport des PF [4] hors du dépôt en prenant en compte les phénomènes

d’autoprotection et d’autoabsorption.

•

Interaction des PF avec le gaz [3] en s’intéressant en particulier au potentiel

d’ionisation. Une attention particulière sera portée sur les conditions expérimentales

dans lesquelles ces données concernant le potentiel d’ionisation ont été acquises et

leurs représentativités vis-à-vis des conditions présentes dans les CF.

•

Phénomènes de recombinaison des charges et d’ionisation secondaire [3]

•

Collection des charges créées en évaluant l’écrantage [3] du champ électrique en

fonction du taux de fission.

•

Création d’un courant fluctuant par accumulation des impulsions résultant de la

collection des charges et évaluation de la variance de ce signal en s’intéressant à

l’influence de la forme de ces impulsions et de leur amplitude [5].

Ce travail théorique sera complété par des étalonnages expérimentaux en réacteur ou toute

autre expérience pouvant servir de validation des modèles développés. Par conséquent, le

travail de thèse permettra de faire des allers et retours très formateurs entre théorie et

expérience.

La thèse sera réalisée dans le cadre du Laboratoire Commun d’Instrumentation (LCI), entité

née de la collaboration entre le Commissariat à l’Energie Atomique (CEA), organisme de

recherche français, et son homologue belge, le Centre d’Etude de l’Energie Nucléaire

(SCK•CEN). Le travail de modélisation sera principalement réalisé au CEA de Cadarache en

liaison avec Saclay alors que les expériences le seront au SCK•CEN.

Une telle expérience de formation par la recherche permettra au futur docteur de préparer

son intégration professionnelle soit au sein d’organismes publics de recherche français

(CEA, CNRS,...) ou étrangers, soit au sein d’entreprises de R&D en instrumentation

(PHOTONIS, AREVA-CANBERRA, MGP, DS&S,...) et celles liées au domaine de l’énergie

nucléaire (EDF, AREVA,...).

Références

1. B. Geslot and C. Jammes, « Multimode Acquisition System Dedicated to

Experimental Neutronic Physics », Int. Conf. IMTC 2005 - Instrumentation and

Measurement Technology Conference, Ottawa, Canada, May 17-19 May (2005)

2. O. Poujade and A. Lebrun, « Modeling of the saturation current of a fission chamber

taking into account the distortion of electric field due to space charge effects», Nucl.

Instr. and Meth. A 433 (1999) 673

3. S. Chabod, « Développement et modélisation de chambres a fission pour les hauts

flux, mise en application au RHF (ILL) et à MEGAPIE (PSI)», Thèse de troisième

cycle, Université Paris XI, France (2006)

4. P. Filliatre, L. Oriol, C. Jammes, L. Vermeeren,

« Reasons why Plutonium 242 is the

best fission chamber deposit to monitor the fast component of a high flux neutron»,

submitted to Nucl. Instr. And Meth. A (2007)

5. J-C. Trama, A. Bourgerette, E. Barat, B. Lescop, Overview and future development of

the neutron sensor signal self-validation (NSV) project, In-core instrumentation and

reactor core assessment. Proceedings of a Specialist meeting in Japan. Paris,

France. OECD. 1997 (1997)

6. B. Geslot, «Contribution au développement d’un système de mesure multimode pour

des mesures neutroniques dynamiques et traitement des incertitudes associées »,

Thèse de troisième cycle, Université Louis Pasteur, Strasbourg, France (2006) -

(LDCI)

7. ISOCS calibration software,

http://www.canberra.com/products/710.asp

Calendrier envisagé

1. Recherche bibliographique – 3 mois

2. Travaux de modélisation et de développement – 14 mois

3. Préparation et réalisation d’expériences – 4 mois

4. Interprétation des résultats expérimentaux – 3 mois

5. Optimisation des modèles développés – 6 mois

6. Rédaction du mémoire de thèse – 6 mois

Contacts :

Responsable de thèse CEA

Dr Christian JAMMES

DEN/CAD/DER/SPEx/LDCI – Bât. 238

CEA – Centre de Cadarache

13108 Saint Paul-lez-Durance

FRANCE

Tél. : [phone]

Email :

[e-mail]

Directeur de thèse CNRS/IN2P3

Dr Laurent Tassan Got

Institut de Physique Nucléaire

Groupe PACS

15 rue Georges Clemenceau

91406 ORSAY

FRANCE

Tél. : [phone]

Emaill :

[e-mail]

Co-directeur de thèse CEA

Dr Abdallah LYOUSSI

DEN/CAD/DER/SPEx/LPE – Bât. 238

CEA – Centre de Cadarache

13108 Saint Paul-lez-Durance

FRANCE

Tél. : [phone]

Email :

[e-mail]

Sujet abrégé :

En français

Modélisation et simulation numérique des chambres à fission sous haut flux neutronique.

Application à la conception et à l'étalonnage de l'instrumentation des dispositifs d'irradiation

du Réacteur Jules Horowitz et au contrôle-commande des réacteurs du futur.

Le flux neutronique est un paramètre de

contrôle des réacteurs nucléaires de puissance ou

des dispositifs de mesure dans les réacteurs d’irradiation. Ce travail de thèse devra

déboucher sur des applications pour les réacteurs de quatrième génération et le réacteur

d’irradiation Jules Horowitz actuellement en construction à Cadarache. Une chambre à

fission est le type de détecteur qui permet le mieux de suivre le flux neutronique. La

grandeur physique mesurée en sortie d’une chambre à fission dépend de son mode de

fonctionnement. Il en existe trois : le mode impulsion, le mode fluctuation et le mode courant.

Le mode impulsion convient dans le cas de faibles taux de fission. La grandeur mesurée est

un nombre d’impulsions par seconde. Les modes fluctuation et courant sont utilisés dans le

cas de taux de fission modérés à forts, rencontrés dans les réacteurs de puissance ou

d’irradiation, pour lesquels les impulsions individuelles s’empilent. Les grandeurs mesurées

sont respectivement la variance et la moyenne du courant qui sont toutes deux

proportionnelles au flux de neutrons incident. On appelle « sensibilité » le facteur qui relie le

flux à la grandeur mesurée en sortie du détecteur. La connaissance de cette sensibilité est

donc capitale pour la mesure du flux neutronique. Le mode fluctuation permet une très

bonne réjection de la composante gamma du flux. Ce mode de fonctionnement est

cependant encore insuffisamment maîtrisé. Aussi, nous proposons un sujet de thèse dont

l’objectif est d’une part de modéliser ce mode de fonctionnement et d’autre part de contribuer

à la réalisation d’un outil permettant de simuler une chambre à fission dans sa totalité et qui

permettra d’en estimer une sensibilité et mener des études de conception. Il s’agira de

comprendre et de mettre en équation les différentes étapes menant à la production d’un

courant fortement fluctuant à la sortie du détecteur. Ce travail théorique sera complété par

des étalonnages expérimentaux ou toute autre expérience pouvant servir de validation des

modèles développés. Ces allers et retours entre théorie et expérience, en plus d’être

formateurs, constitueront le pivot autour duquel le travail devra s’organiser.

En anglais

Modeling and numerical simulation of a fission chamber in high neutron flux. Application to

the conception and calibration of the instrumentation dedicated to the Jules Horowitz

irradiation reactor and the advanced reactor monitoring.

In a nuclear reactor, it is important to separately monitor the neutron and gamma fluxes,

knowing the amplitude of the latter is at least as large as that of the former. A fission

chamber operated in Campbelling mode is capable of discarding the gamma component. At

present, several aspects of that operating mode are still ill-known. The objective of the

proposed thesis is to model a fission chamber operated in Campbelling mode and to take

part to the development of a full simulation tool that will make it possible to compute

detection sensitivity. The work will consist in modeling and understanding the different steps

leading to the production of a significantly fluctuating current from the neutron detector. This

theoretical work will be followed by experimental calibrations or any other experiment aiming

to validate the developed models. That interplay between theory and experiment will be not

only a formative experience but also the key point around which the work will have to be

carried out.

Sujet de stage de master

:

Notre laboratoire vise à modéliser le fonctionnement d’une chambre à fission en mode

fluctuation afin de réaliser un outil complet de simulation permettant non seulement de faire

des études de dimensionnement mais aussi de calculer numériquement un coefficient

d’étalonnage. Le signal en mode fluctuation résulte de la superposition de plusieurs

impulsions. La grandeur mesurée est alors la variance de ce signal, qui, d’après le deuxième

théorème de Campbell, est proportionnel au flux de neutron incident et au carré de la charge

moyenne collectée. La vérification de cette relation entre la variance du signal et la charge

collectée dépend légèrement de la forme de l’impulsion. Le stage consistera à proposer un

modèle réaliste de la forme d’une impulsion et d’évaluer son impact sur l’écart au modèle

théorique en utilisant une approche de type Monte Carlo. Ce stage pourrait être suivi d’une

thèse dont l’objectif sera de modéliser intégralement la réponse d’une chambre à fission en

mode fluctuation.