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Dissertations / Theses on the topic 'Neutronics calculation'
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Di, Chicco Augusto. "Optimization of a calculation scheme through the parametric study of effective nuclear cross sections and application to the estimate of neutronic parameters of the ASTRID fast nuclear reactor." Master's thesis, Alma Mater Studiorum - Università di Bologna, 2018.
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This thesis presents the project for the optimization of the APOLLO3® neutronic calculation scheme applied to the 4th generation fast neutron reactor ASTRID. APOLLO3® is the new multipurpose neutronic platform developed by the CEA. It incorporates many of the previous generation codes used in the French reactor core design supply chain. Like all deterministic codes, APOLLO3® solves the neutron transport equation with a discretization of the variables of interest: multi-group method for the energy, discrete ordinates and spherical harmonics for the angular variable, collision probabilities and characteristics methods for the spatial variable. The resolution of the transport equation handles useful quantities such as the neutron flux and multiplication factor, fission rates and cross sections to understand the physical behaviour of the reactor core. Currently it is not possible to use deterministic codes to simulate an entire reactor with a heterogeneous 3D geometry and a fine energy description, so to simplify the study of complete neutron field at core level, the calculation scheme is divided into two phases: lattice and core calculation. The main purpose of this work is to find an optimal degree of approximations of the calculation scheme for the evaluation of a desired physical effect and of the user constraints. In order to reach this optimum, several studies have been carried out with different levels of approximations. The results have been benchmarked with the ones obtained using the stochastic code TRIPOLI4®, used as a reference and to ensure a good accuracy. Furthermore, several sensitivity studies have been carried out to understand how the different approximations affect the macroscopic cross sections evaluation, because these dependences are not yet fully understood.
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Faure, Bastien. "Development of neutronic calculation schemes for heterogeneous sodium-cooled nuclear cores in the Apollo3 code : application to the ASTRID prototype." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0289.
Full textAbstract:
Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium offrent des perspectives intéressantes pour la filière nucléaire (utilisation optimale de l'uranium naturel, réduction de la radiotoxicité des déchets nucléaires). Cependant, la nécessité d’élever le niveau de sûreté de ces réacteurs aux standards du XXIe siècle a conduit à des designs de cœurs très hétérogènes.Ainsi, les objectifs de la thèse sont l’identification des principaux phénomènes physiques devant être pris en compte lors du calcul neutronique de cœurs hétérogènes en spectre rapide, ainsi que le développement de schémas de calcul adaptés dans le code APOLLO3 du CEA. Après quelques rappels théoriques et méthodologiques, ce document présente une analyse critique des schémas de calcul disponibles dans APOLLO3 pour les réacteurs refroidis au sodium. Cette analyse permet de mettre en évidence la nécessité de simuler, dès l’étape de préparation des sections efficaces, des modes angulaires du flux qui soient représentatifs de la configuration géométrique du cœur. Pour répondre à ce besoin dans le cadre de géométries présentant une forte hétérogénéité axiale, une approximation 2D/1D à l'équation du transport des neutrons 3D est développée. Cette dernière permet de représenter de manière cohérente, et à moindre coût, des effets d’anisotropie axiale dans des calculs 2D. Une nouvelle modélisation de type traverse de l’interface cœur / réflecteur est également proposée, ainsi qu’une méthode de calcul innovante des barres de contrôle. Ces méthodes permettent, in fine, de définir un schéma de calcul de référence unique et validé numériquement, adapté à la modélisation des cœurs de réacteurs refroidis au sodium<br>Sodium-cooled nuclear reactors offer interesting perspectives in terms of uranium resources economy and radioactive waste management. In order to meet modern safety standards, though, increasingly complex core concepts have been proposed for this technology.Hence, the first objective of this thesis is the identification of the main physical phenomena that need to be taken into account when modeling the neutronic behavior of a heterogeneous nuclear core in a fast neutron spectrum. The second objective is the development of appropriate calculation schemes in the APOLLO3 code, developed at CEA.After a brief reminder of neutronic calculation theory and methods, this document presents a critical analysis of the neutronic calculation schemes available in APOLLO3 for sodium-cooled applications. This analysis highlights the necessity to model, during the cross section preparation phase, angular modes of the neutron flux that are representative of the core geometrical configuration. To meet this need in axially heterogeneous geometries, a 2D/1D approximation to the 3D neutron transport equation is derived and implemented in APOLLO3. In particular, it is shown that this approximation allows to consistently represent axial angular modes of the flux in 2D calculation domains. Besides, a new traverse model is proposed for the core/reflector radial interface, as well as an innovative control rod calculation method. The combination of these methods allows to define a unique, and numerically validated, reference calculation scheme in APOLLO3, suitable for the calculation of a wide range of complex sodium-cooled nuclear cores
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Zajaczkowski, Maciej. "Fast reactor design with enhanced Doppler Effect : Core design, computer scheme design, uncertainty evaluation." Thesis, Université Grenoble Alpes, 2020. http://www.theses.fr/2020GRALI054.
Full textAbstract:
Afin d'améliorer la sûreté passive des réacteurs rapides refroidis au sodium (SFR) en cas de transitoires non protégés, tels que la perte de débit non protégée (ULOF) ou une insertion de réactivité (UTOP), le CEA a proposé le concept CADOR - une nouvelle conception du cœur SFR avec un effet Doppler renforcé. L'une des caractéristiques de conception la plus importante est l’implantation de modérateur dans chaque assemblage combustible pour diminuer l'énergie moyenne des neutrons d'environ 40%. La solution conduit à un effet Doppler environ trois fois plus élevé en raison de l'augmentation de la population de neutrons dans les résonances. D'autre part, le spectre neutronique adouci modifie d'autres propriétés du cœur. Par exemple, le placement hétérogène du modérateur dans l'assemblage peut entraîner une distribution inégale de la vitesse de réaction et un risque de pics de puissance non observés dans les SFR standard. Pour démontrer la sûreté du concept CADOR, il est essentiel d'évaluer d'abord la fiabilité des outils de calcul, à la suite d'un processus de vérification, validation et quantification d'incertitude (VVQI). Les modifications du bilan neutronique remettent en question l'applicabilité des schémas de calcul standards du transport neutronique dans le cadre de ce concept CADOR. Par conséquent, le but de cette thèse est d'établir un schéma de calcul de neutronique précis, conforme aux principes de la VVQI, prenant en compte tous les phénomènes physiques pertinents liés aux propriétés atypiques de CADOR.Un schéma de calcul du code neutronique déterministe APOLLO3 a été défini comme base de l'analyse. Les cœurs CADOR avec deux types de modérateurs différents, beryllium (Be) et hydrure de zirconium (ZrH2), ont été utilisés. Les éléments du schéma et leurs améliorations possibles ont été étudiés par comparaison directe avec le code Monte Carlo de référence TRIPOLI-4. Les biais systématiques des modèles numériques (différentes approches d'homogénéisation spatiale ou de traitement de résonance ascendante, différentes définitions d'énergie et de maillage spatial) ont été étudiés pour la précision de keff, l'effet Doppler et les taux de réactions. Les sources d'incertitudes les plus importantes ont été identifiées et quantifiées. Enfin, comme première estimation de la sensibilité du schéma de calcul multi-physique, l'impact des incertitudes sur les simulations des transitoires UTOP et ULOF a été évalué par couplage avec MACARENa, un code de calcul pour l'analyse transitoire en SFR.Les résultats indiquent que la précision du schéma de calcul peut être améliorée en appliquant un traitement de diffusion exact, notamment en cas de cœur avec ZrH2 où l'utilisation d'un modelé de diffusion simplifié conduit à une sous-estimation de l'effet Doppler jusqu'à 5,2%. Avec un traitement de diffusion exact, le biais global du schéma de calcul d'APOLLO3 a été estimé à environ 500 pcm pour le cœur avec le modérateur Be et 460 pcm pour le cœur avec le modérateur ZrH2. Les biais dans le cas de CADOR sont du même ordre de grandeur que pour les cœurs SFR conventionnels. En conservant une description plus hétérogène de la zone fissile pendant le processus d'homogénéisation, le biais global peut être encore réduit de 110-280 pcm en fonction du niveau d'hétérogénéité étudié ; cependant, cette approche présente l'inconvénient d'une complexité de calcul nettement plus élevée. L'analyse de sensibilité réalisée dans MACARENa suggère que les incertitudes des calculs neutroniques ont un impact mineur sur la progression des transitoires simulés. Ce travail montre que les méthodes disponibles dans APOLLO3 fournissent une bonne précision de calcul des SFR, même dans le cas de conceptions moins conventionnelles. Les faibles incertitudes du schéma de calcul indiquent la robustesse des modèles numériques utilisés; le schéma de calcul offre une précision suffisante pour être appliqué dans la conception des réacteurs rapides et leurs études de sûreté<br>In order to improve passive safety of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) in case of unprotected transients such as Unprotected Loss of Flow (ULOF) or Unprotected Transient Overpower (UTOP), The French Alternative Energies and Atomic Energy Commission proposed a CADOR concept – a new design of SFR core with enhanced Doppler effect. One of the most important design features is the addition of moderating materials inside fuel assemblies to decrease the average neutron energy by around 40%. The solution leads to roughly three times higher magnitude of Doppler effect due to the increase of resonance neutron population. On the other hand, the softened neutron spectrum changes other core properties. It increases the importance of low-energy neutron scattering and absorption. Moreover, the heterogeneous moderator placement in the assembly may cause an uneven reaction rate distribution and a risk of power peaks not observed in standard SFRs. To demonstrate the safety of CADOR design, it is essential to first evaluate the performance of calculation tools following a Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) - a process that must be applied to calculation codes and methods to show their reliability. The aforementioned changes in the neutron balance put into question the applicability of standard fast reactor neutronic calculation schemes to the case of CADOR. The purpose of this thesis, therefore, is to establish an accurate neutron transport calculation scheme, in line with VVUQ principles, that takes into account all relevant physical phenomena related to atypical properties of the CADOR core.A two-step calculation scheme of deterministic neutron transport code APOLLO3 was defined as a basis for the analysis. The CADOR cores with two different moderator types, Be and ZrH2, were used. The elements of the scheme and their possible improvements were studied through direct comparison with the reference Monte Carlo code TRIPOLI-4. The systematic biases of numerical models, such as: different spatial homogenization approaches or resonance upscattering treatment, different energy and spatial mesh definitions, were studied with respect to accuracy of multiplication factor, Doppler effect and reaction rates. The most important sources of uncertainties were identified and quantified. Finally, as a first estimation of the sensitivity of the multiphysics calculation scheme, the impact of the uncertainties on simulations UTOP and ULOF transients was evaluated via coupling with MACARENa, a calculation code for transient analysis in SFRs.The results indicate that the accuracy of calculation scheme can be improved by applying exact scattering treatment, notably in case of core with ZrH2 moderator where utilization of simplified scattering kernel leads to underestimation of Doppler effect of up to 5.2 %. With exact scattering treatment the global bias of the calculation scheme of APOLLO3 was estimated at approximately 500 pcm for core with Be moderator and 460 pcm for core with ZrH2 moderator. The biases in case of CADOR are of the same order of magnitude as for conventional SFR designs. By preserving more heterogeneous description of the fissile zone during homogenization process the global bias can be further reduced by 110-280 pcm depending on the studied level of heterogeneity; however this approach has a drawback of significantly higher computational complexity. The sensitivity analysis performed in MACARENa suggests that the uncertainties of neutronic calculations have minor impact on the progression of simulated transients. This work shows that the methods available in APOLLO3 provide a good accuracy of calculation of SFRs, even in case of less conventional designs. The low uncertainties of the calculation scheme indicate robustness of the numerical models used; the calculation scheme provides sufficient accuracy to be applied in fast reactor design and safety studies
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Brockhoff, Ronald Carl. "Calculation of albedos for neutrons and photons /." Search for this dissertation online, 2003. http://wwwlib.umi.com/cr/ksu/main.
Full text
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Gill, Daniel Fury Azmy Yousry Y. "Newton-Krylov methods for the solution of the k-eigenvalue problem in multigroup neutronics calculations." [University Park, Pa.] : Pennsylvania State University, 2009. http://etda.libraries.psu.edu/theses/approved/WorldWideIndex/ETD-4562/index.html.
Full text
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COELHO, PAULO R. P. "Padrao experimental em espectrometria de neutrons rapidos utilizando neutrons da reacao DT e avaliacao de metodos de calculo de blindagem." reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1993. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/10330.
Full textAbstract:
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0<br>Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1
02030.pdf: 8691192 bytes, checksum: ad86831849e25d23427f44ea6beba5ed (MD5)<br>Tese (Doutoramento)<br>IPEN/T<br>Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Nielsen, Adam Derek. "Monte Carlo calculation of fluence-to-ambient dose equivalent conversion coefficients for high-energy neutrons." Thesis, Georgia Institute of Technology, 1998. http://hdl.handle.net/1853/16424.
Full text
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Joutel, Simon. "Study of neutronics parameters of EDF reactors cores (or associated) in order to watch out neutonics fluxes ad validate inherent calculations." Thesis, KTH, Fysik, 2015. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-159958.
Full text
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Zhang, Zhan. "Neutron energy spectrum reconstruction method based for htr reactor calculations." Thesis, Georgia Institute of Technology, 2011. http://hdl.handle.net/1853/41195.
Full textAbstract:
In the deep burn research of Very High Temperature Reactor (VHTR), it is desired to make an accurate estimation of absorption cross sections and absorption rates in burnable poison (BP) pins. However, in traditional methods, multi-group cross sections are generated from single bundle calculations with specular reflection boundary condition, in which the energy spectral effect in the core environment is not taken into account. This approximation introduces errors to the absorption cross sections especially for BPs neighboring reflectors and control rods.
In order to correct the BP absorption cross sections in whole core diffusion calculations, energy spectrum reconstruction (ESR) methods have been developed to reconstruct the fine group spectrum (and in-core continuous energy spectrum). Then, using the reconstructed spectrum as boundary condition, a BP pin cell local transport calculation serves an imbedded module within the whole core diffusion code to iteratively correct the BP absorption cross sections for improved results.
The ESR methods were tested in a 2D prismatic High Temperature Reactor (HTR) problem. The reconstructed fine-group spectra have shown good agreement with the reference spectra. Comparing with the cross sections calculated by single block calculation with specular reflection boundary conditions, the BP absorption cross sections are effectively improved by ESR methods. A preliminary study was also performed to extend the ESR methods to a 2D Pebble Bed Reactor (PBR) problem. The results demonstrate that the ESR can reproduce the energy spectra on the fuel-outer reflector interface accurately.
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Garcia, Cervantes Elias Yammir. "Modeling and analysis of Superphénix fast reactor tests with the neutronic calculation scheme APOLLO-3®-SFR for application to the ASTRID reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0274.
Full textAbstract:
Le développement de RNR-Na vise à concevoir des conceptions avancées avec une sûreté améliorée. Cela représente une complexité dans la modélisation, raison pour laquelle le développement d'une nouvelle plate-forme neutronique est en cours: APOLLO-3. Dans le cadre du processus VVQI de APOLLO-3 et en soutien à ASTRID, cette thèse analyse plusieurs essais de Superphénix portant sur différentes thématiques. Les essais de démarrage neutroniques de Superphénix sont effectués grâce à des schémas innovants de calcul APOLLO-3 dans le cadre de sa validation. À partir de ce modèle, la production des données pour une analyse thermo hydraulique avec CATHARE-3, chaînée au code de mécanique du combustible, GERMINAL, permet d'évaluer un transitoire de réactivité et les coefficients de sûreté kgh. Enfin, l'application à ASTRID des schémas validés avec APOLLO-3 est effectuée. En conclusion, même si le réacteur Superphénix n'est pas entièrement représentatif d'ASTRID, différentes techniques de modélisation avec APOLLO-3® donnent des évaluations appropriées<br>The SFR development aims to conceive advanced designs with improved safety. This represents a complexity on its modeling, reason for which the development of a new neutronic platform is undergoing: APOLLO-3. Under the framework of the VVUQ process of APOLLO-3 and in support to ASTRID, this thesis analyses a set of the Superphénix tests concerning multiple topics. The Superphénix start-up tests are performed for the calculation schemes validation with APOLLO-3, followed by the analysis of certain parameters at power conditions. From this model the production of the data for a thermal-hydraulic analysis with CATHARE-3, chained to the fuel performance code GERMINAL code is done to assess a transient over power and the stationary kgh coefficients. Finally, the application to ASTRID of the validated schemes with APOLLO-3 is performed. In conclusion, even if the Superphénix is not entirely representative to the ASTRID, different modeling techniques with APOLLO-3® show appropriate evaluations
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Galia, Antonio. "A Dynamic Homogenization Method for Nuclear Reactor Core Calculations." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASP042.
Full textAbstract:
Dans les calculs de réacteurs à trois dimensions, nombreuses techniques d'homogénéisation ont été développées pour l'utilisation du schéma de calcul classique à deux étapes, basé sur les sections efficaces homogénéisées au préalable et utilisées ensuite par interpolation pour un état physique donné.D'autre part, les schémas de calcul basées principalement sur les méthodes des caractéristiques, qui visent le calcul direct du réacteur sans homogénéisation, ont des performances encore limitées en raison des capacités des machines et font alors le recours à des solutions de transport simplifiées. Ce travail a pour objectif d'étudier une nouvelle approche dans laquelle l'homogénéisation dynamique est utilisée pourproduire le flux neutronique de pondération sur les modèles d'assemblage tridimensionnels. L'application de la méthode pour un calcul d'un REP en 3D est comparée aux résultats issus d'un calcul de référence numérique en transport 3D et d'un calcul classique à deux-étapes. La réalisation repose sur le calcul de haute performance et avec un haut niveau de parallélisme<br>Three-dimensional deterministic core calculations are typically based on the classical two-step approach, where the homogenized cross sections of an assembly type are pre-calculated and then interpolated to the actual state in the reactor. The weighting flux used for cross-section homogenization is determined assuming the fundamental mode condition and using a critical-leakage modelthat does not account for the actual environment of an assembly. On the other hand, 3D direct transport calculations and the 2D/1D Fusion method, mostly based on the method of characteristics, have recently been applied showing excellent agreement with reference Monte-Carlo code, but still remaining computationally expensive for multiphysics applications and core depletioncalculations.In the present work, we propose a method of Dynamic Homogenization as an alternative technique for 3D core calculations, in the framework of domain decomposition method that can be massively parallelized. It consists of an iterative process between core and assembly calculationsthat preserves assembly exchanges. The main features of this approach are:i) cross-sections homogenization takes into account the environment of each assembly in the core;ii) the reflector can be homogenized with its realistic 2D geometry and its environment;iii) the method avoids expensive 3D transport calculations;iv) no “off-line” calculation and therefore v) no cross-section interpolation is required.The verification tests on 2D and 3D full core problems are presented applying several homogenization and equivalence techniques, comparing against direct 3D transport calculation. For this analysis, we solved the NEA “PWR MOX/UO2 Core Benchmark” problem, which is characterized by strong radial heterogeneities due to the presence of different types of UOx and MOx assemblies at different burnups. The obtained results show the advantages of the proposed method in terms of precision with respect to two-step and performances with respect to the direct approach
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Carluccio, Thiago. "Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fontes externa de nêutrons e aplicações." Universidade de São Paulo, 2011. http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-18112011-161310/.
Full textAbstract:
O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados.<br>This works had as goal to investigate calculational methodologies on subcritical source driven reactor, such as Accelerator Driven Subcritical Reactor (ADSR) and Fusion Driven Subcritical Reactor (FDSR). Intense R&D has been done about these subcritical concepts, mainly due to Minor Actinides(MA) and Long Lived Fission Products(LLFP) transmutation possibilities. In this work, particular emphasis has been given to: (i ) complement and improve calculation methodology with neutronic transmutation and decay capabilities and implement it computationally, (ii ) utilization of this methodology in the Coordinated Research Project (CRP) of the International Atomic Energy Agency Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS and in the Collaborative Work on Use of Low Enriched Uranium in ADS, especially in the reproduction of the experimental results of the Yalina Booster subcritical assembly and study of a subcritical core of IPEN/MB-01 reactor, (iii ) to compare dierent nuclear data libraries calculation of integral parameters,such as keff and ksrc, and dierential distributions, such as spectrum and ux, and nuclides inventories and (iv ) apply the developed methodology in a study that may help future choices about dedicated transmutation system. The following tools have been used in this work: MCNP (Monte Carlo N particle transport code), MCB (enhanced version of MCNP that allows burnup calculation) and NJOY to process nuclear data from evaluated nuclear data files.
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Clouvel, Laura. "Uncertainty quantification of the fast flux calculation for a PWR vessel." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS414.
Full textAbstract:
Pour s’assurer de la sûreté des réacteurs et de l’intégrité de leurs cuves, des programmes de surveillance sont mis en place. Ces derniers dépendent notamment du calcul de densité neutronique qui quantifie le nombre de neutrons rapides (susceptibles de modifier les propriétés mécaniques de la cuve) reçus par les capsules de surveillance. Or, un manque de connaissances sur ce calcul peut obliger l’exploitant à fixer des marges de sûreté supérieures sur la durée de vie des centrales, et donc affecter les conditions de fonctionnement et le coût des installations nucléaires. C’est pourquoi il est essentiel de déterminer l’incertitude du calcul de flux à la cuve des REP. La plupart des études passées sont basées sur une quantification de l’incertitude par la méthode des moments qui suppose une variation linéaire de la sortie du calcul. Cette hypothèse n’a jamais été vérifiée compte tenu du grand nombre de variables d’entrée et des ressources informatiques relativement limitées pour envisager l’application d’autres méthodes. Une méthode alternative est celle de l’approche Total Monte Carlo (TMC) qui consiste à considérer les paramètres d’entrées du modèle de calcul comme des variables aléatoires, et à propager les perturbations issues d’un tirage statistique dans la chaîne de calcul. L’avantage de cette méthode est qu’elle propose une description plus précise des incertitudes du modèle, et permet de définir des quantiles et donc des intervalles de confiance qui peuvent s’avérer utiles dans le cadre d'une étude de sûreté. C’est dans ce contexte, que cette thèse s’intègre. Elle consiste à déterminer l’incertitude du flux neutronique rapide de la cuve des REP en considérant les librairies de données nucléaires récentes et en utilisant une approche TMC pour la propagation des incertitudes d’entrées. La particularité de ce travail repose sur le grand nombre de paramètres d’entrées corrélés qui nécessite la mise en place de méthodologies adaptées. En particulier, les indices de Shapley et de Johnson qui sont peu connus dans le domaine du nucléaire, sont proposés dans le cadre de l'analyse globale de sensibilité d'un problème multicolinéaire<br>The vessel neutron irradiation, which cannot be replaced, is one of the limiting factors for pressurized water reactor (PWR) lifetime. Surveillance programmes are therefore necessary for safety assessment and for verifying the vessel structural integrity. The quality of radiation damage prediction depends in part on the calculation of the fast neutron flux. In that sense, a lack of knowledge on the fast neutron flux will require larger safety margins on the plant lifetime affecting operating conditions and the cost of nuclear installations. To make correct decisions when designing the plant lifetime and on safety margins for PWR reactors, it is therefore essential to assess the uncertainty in vessel flux calculations. Most of the past studies on the flux uncertainty quantification are based on the methods of moments which assumes a linear output variation. This method was most commonly used because the calculation capabilities of computers prevented from conducting more accurate methods. In a non-linear case, the first order hypothesis appears insufficient for an accurate prediction of the output variance.An alternative method is the Total Monte Carlo approach (TMC) which consists in randomly sampling the input data and propagating the perturbations on the calculation chain. The advantage of this method is that it does not make any assumptions on the linear interactions or small input changes among data. It considers the probability distributions of input parameters and thus provides a more precise description of input uncertainties.It is within this context that this thesis was conducted. It consists in performing a new uncertainty assessment of the fast flux calculation for the PWR vessel considering the data of recent international nuclear libraries. The special feature of this thesis lies in the large number of uncertain parameters which are closely correlated with each other. The uncertainty on the fast flux, considering all the uncertain parameters, is finally estimated for the vessel hot spot. More generally, in this context of sensitivity analysis, we show the importance to consider the covariance matrices to propagate the input uncertainties, and to analyze the contribution of each input on a physical model. The Shapley and Johnson indices are especially used in a multicolinearity context between the inputs and the output
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Johnston, Karen Elizabeth. "A complementary study of perovskites : combining diffraction, solid-state NMR and first principles DFT calculations." Thesis, University of St Andrews, 2010. http://hdl.handle.net/10023/1837.
Full textAbstract:
Perovskites, ABX₃, and their associated solid-solutions are a particularly important and attractive area of research within materials chemistry. Owing to their structural and compositional flexibility and potential physical properties they are one of the largest classes of materials currently under investigation. This thesis is concerned with the synthesis and structural characterisation of several perovskite-based materials using a combined approach of high-resolution synchrotron X-ray and neutron powder diffraction (NPD), solid-state Nuclear Magnetic Resonance (NMR) and first-principles Density Functional Theory (DFT) calculations. Initial investigations concentrated on room temperature NaNbO₃, a perovskite widely debated in the literatue. Published crystallographic data indicate NaNbO₃ possesses two crystallographically distinct Na sites in space group Pbcm. Whilst some of our materials appear in agreement with this (notably a commercially purchased sample) many of our laboratory-synthesised samples of NaNbO₃ routinely comprise of two phases, which we show to be the antiferroelectric Pbcm and polar P2₁ma polymorphs. Several different synthetic methods were utilised during this investigation and the quantity of each phase present was found to vary as a function of preparative method. ²³Na, ⁹³Nb and ¹⁷O DFT calculations were used in conjunction with experiment to aid in spectral analysis, assignment and interpretation. In addition, ab initio random structure searching (AIRSS) was utilised in an attempt to predict the most stable phases of NaNbO₃. This proved to be both successful and highly informative. A series of NaNbO₃-related solid-solutions, namely K[subscript(x)]Na[subscript(1-x)]NbO₃ (KNN), Li[subscript(x)]Na[subscript(1-x)]NbO₃ (LNN) and Na[subscript(1-x)]Sr[subscript(x/2)]□[subscript(x/2)]NbO₃ (SNN) have also been synthesised and characterised. The substitution of K⁺ , Li⁺ and Sr²⁺ cations onto the A site appears to produce the same polar P2₁ma phase initially identified in the room temperature NaNbO₃ investigation. The abrupt change in cation size in the KNN and LNN series, and the introduction of vacancies in the SNN series, is thought to result in a structural distortion which, in turn, causes the formation of the P2₁ma phase. A low temperature synchrotron X-ray powder diffraction study (12 < T < 295 K) was completed for a sample of NaNbO₁ composed of the P2₁ma polymorph (~90%) and a small quantity of the Pbcm phase (~10%). A region of phase coexistence was identified between the P2₁ma, R3c and Pbcm phases over a relatively large temperature range. Full conversion of the P2₁ma phase to the low temperature R3c phase was not possible and, consistently, the P2₁ma phase was the most abundant phase present. Factors such as structural, strain, crystallite size and morphology are thought to be crucial in determining the exact phases of NaNbO₃ produced, both at low and room temperature. The solid-solution La[subscript(1-x)]Y[subscript(x)]ScO₃ was also investigated. Compositions x = 0, 0.2, 0.4, 0.6, 0.8 and 1 were successfully synthesised and characterised. Refined high-resolution NPD data indicates that an orthorhombic structure, in space group Pbnm, was retained throughout the solid-solution. Using ⁴⁵Sc and ⁸⁹Y MAS NMR each sample was found to exhibit disorder, believed to result from both a distribution of quadrupole and chemical shifts. NMR parameters were calculated for several model Sc and Y compounds using DFT methods to determine the feasibility and accuracy of ⁴⁵Sc and ⁸⁹Y DFT calculations. These proved successful and subsequent calculations were completed for the end members LaScO₃ and YScO₃. DFT calculations were also utilised to gain insight into the disorder exhibited in the La[subscript(1-x)]Y[subscript(x)]ScO₃ solid-solution.
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DIAS, MAURO da S. "Desenvolvimento e aplicacao de um detector para a medida absoluta da taxa de fluencia de neutrons na regiao de MeV." reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1988. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/9898.
Full textAbstract:
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0<br>Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1
03269.pdf: 4525465 bytes, checksum: 8d08a1f89182180eaf465278796a6732 (MD5)<br>Tese (Doutoramento)<br>IPEN/T<br>Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Lebreton, Matthieu. "Développement d’un schéma de calcul déterministe APOLLO3® à 3 dimensions en transport et en évolution avec description fine des hétérogénéités pour le cœur du réacteur Jules Horowitz." Thesis, Aix-Marseille, 2020. http://www.theses.fr/2020AIXM0249.
Full textAbstract:
Le RJH est un réacteur d’irradiation technologique. Ce cœur fortement hétérogène, sans motif simple répétitif est une des limitations de la méthodologie en 2 étapes utilisée pour résoudre l’équation du transport des neutrons.On a développé un nouveau schéma de calcul qui décrit explicitement les hétérogénéités du cœur. Ce schéma de référence conçu avec le code déterministe APOLLO3 est basé sur la méthodologie en 2 étapes améliorée afin de mieux prédire l’environnement des milieux sous-critiques et par la représentation explicite de certaines hétérogénéités à l’étape cœur. Ce schéma a été validé à l’aide de calculs étalon en Monte-Carlo TRIPOLI4 et de quantification des approximations avec des options non-standard comme le MOC-3D.Les travaux sur l’étape réseau ont permis de définir un calcul d’autoprotection précis basé sur la méthode des sous-groupes et tenant compte des spécificités physiques des assemblages. Le calcul est réalisé avec la méthode des caractéristiques 2D pour le flux et les probabilités de collision exactes pour les sections décrites par des tables de probabilité. Le calcul cœur en évolution du RJH s’effectue directement par l’équation du transport du solveur MINARET qui utilise la méthode de Galerkin discontinues. Cette méthode est naturellement adaptée à des géométries non structurées définies par plan et pour lesquelles il n’existe pas de symétrie. Finalement, une modélisation 3D du cœur du RJH préservant des hétérogénéités comme les dispositifs expérimentaux, les plaques combustibles ou autres structures du cœur permet de déterminer aussi précisément que possible les taux de réactions sur une géométrie exacte et ceci au cours de l’évolution<br>Jules Horowitz Reactor (JHR) is a material testing reactor. As this JHR core is highly heterogeneous and without simple repetitive pattern, the classical 2 steps modeling using to solve neutrons transport equation reaches its limits.A new neutronic scheme has been set up to explicitly describe core heterogeneity. This reference scheme is designed with the APOLLO3 code. It is based on a two-steps methodology improved in order to better predict the environment of subcritical sub-assemblies and by using explicit representation of some heterogeneities at the core stage. This scheme has been validated using standard Monte-Carlo calculations using TRIPOLI4 code and by quantifying approximations with non-standard options of APOLLO3 such as MOC-3D calculation.A precise self-shielding calculation taking account of physics specificities of fuel sub-assemblies is used at the lattice step. During this step, flux calculation are performed with the method of characteristic MOC-2D while exact collision probabilities are used for cross sections described with probability tables.The depletion core calculation of the JHR is carried out by solving the transport equation with the MINARET solver, which uses the discontinuous GALERKIN finite elements method. This method is naturally suitable for unstructured geometries defined with plans and without symmetry. Finally, a 3D calculation of JHR core can preserve heterogeneities like experimental devices, fuel plates or other core structures. It allows determining as precisely as possible depleted reaction rates on an exact geometry
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Turkoglu, Danyal J. "Evaluation of Prompt Gamma-ray Data and Nuclear Structure of Niobium-94 with Statistical Model Calculations." The Ohio State University, 2014. http://rave.ohiolink.edu/etdc/view?acc_num=osu1417737555.
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Gauthier, Laurent. "Exemple d'étude structurale et dynamique en phase liquide et liquide surfondu : quinoléine et lépidine." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2000. http://www.theses.fr/2000GRE10151.
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Pusceddu, Emanuela. "Structure and magnetic properties in half-doped manganites Ln0.5Ca0.5MnO3 (Ln=La, Pr, Nd, …, Lu) : A systematic study by neutron scattering and ab-initio calculations." Thesis, Grenoble, 2011. http://www.theses.fr/2011GRENY021/document.
Full textAbstract:
Le but de ce travail était de réaliser une étude systématique de la structure électronique et magnétique de la famille des manganites semi-dopés du Ca: Ln0.50Ca0.50MnO3 (Ln=REE). Nous avons focalisé notre attention sur l'ordre de charge (CO) et l'ordre orbital (OO) présents dans les manganites. Nous avons dérivé un modèle microscopique de structure nucléaire et magnétique à partir de la diffraction neutronique sur les poudres (NPD) et de calculs ab-initio afin de comparer les résultats expérimentaux et les modèles numériques et comprendre ainsi le rôle de l'inhomogénéité chimique et magnétique dans ces systèmes. La modification de l'état de spin électronique et du métal de transition par le dopage correspond à une modification structurale de la géométrie du polyèdre de coordination des atomes autour du métal de transition, induisant des changements structurels de coopération. En contraste avec l'ordre par le dopage chimique, un désordre chimique intrinsèque est associé à l'élément de dopage sur le site A du perovskite (formule générale ABO3) où sont placés les ions trivalents (RE3+) et bivalents (Ca2+). Ceci est dû à la différence de rayon ionique et d'affinité chimique entre ces ions. Afin d'étudier systématiquement l'effet de la substitution au niveau du site A et la relation entre les propriétés structurales et magnétiques, plusieurs échantillons ont été caractérisés. Les résultats de NPD sont une étape fondamentale vers la compréhension de la relation entre les propriétés structurales et magnétique et sont une source de motivation pour l'étude de la structure magnétique et des phénomènes de CO/OO par des simulations ab-initio. L'effet Jahn-Teller, les interactions de double- et super-échange, et le modèle de Zener seront introduits. Les propriétés magnétiques macroscopiques ont été mesurées en fonction de la température á l'aide d'un SQUID. La technique microscopique principale utilisée pour cette étude a été la NPD. Les instruments utilisés à l'institut Laue Langevin à Grenoble, D20 et D1A, et la méthode de Rietveld utilisée pour affiner les données expérimentales et en extraire les informations structurales seront décrits. Les résultats expérimentaux correspondant à l'étude systématique sur les échantillons de manganites de Ln0.50Ca0.50MnO3 (Ln = Pr, Nd, Tb, Dy, Ho, Tm, Yb and Lu) et une description de leur préparation seront présentés. La susceptibilité magnétique mesurée jusqu'à 530 K présente un pic large à températures élevées correspondant à la température de CO (TCO). Nous définissons la nature des corrélations magnétiques au-dessus et en-dessous de TCO dans le cadre du modèle des polarons de Zener. Nous présentons la structure nucléaire et magnétique pour tous les échantillons en fonction de la température et les déformations dues au dopage et à l'effet du rayon ionique. Tous nos systèmes ont une configuration magnétique de type pseudo-CE à la plus basse température correspondant à un état de type CE avec un effet de canting. Nous décrirons les calculs ab-initio pour modéliser notre série : le programme VASP, utilisé pour les calculs, la théorie DFT, les approximations faite, comme le fonctionnelle d'échange-corrélation (GGA-PBE), la correction d'Hubbard (GGA+U) seront présentée. Les calculs ont été effectués pour confirmer les résultats expérimentaux et pour accéder à d'autres quantités significatives comme la densité d'états électroniques. Les simulations ont été effectuées avec la DFT spin-polarisée, le GGA-PBE, et la GGA+U, pour considérer la corrélation électronique forte. Nous avons choisi deux systèmes purs: CaMnO3 et NdMnO3. Deux systèmes semi-dopés (Ln=Nd et Lu), ont été considérés, parce que les composés avec le La et le Pr ont été déjà étudié (Picozzi, Anisimov), et nous suivons la série avec Ln=Nd, et l’outre parce que le Lu, à l'instar de La, est saturé au niveau de ses orbitales 4f et qu'il présente de surcroit le plus petit rayon ionique dans la série de lanthanides<br>The aim of this work was to realize a systematic study of the electronic and magnetic structure of Ca half-doped manganite family: Ln0.50Ca0.50MnO3 (Ln=REE). In particular, we focused our attention on charge ordering (CO) and orbital ordering (OO) phenomena present in manganites. We derived a microscopic model of nuclear and magnetic structure using both neutron powder diffraction (NPD) techniques and ab-initio calculations in order to compare experimental results and numerical models and to understand the role of chemical and magnetic in-homogeneity in our systems. The change of the electronic and spin state of the transition metal by doping, corresponds to a structural modification of the coordination polyhedron geometry of the atoms around the transition metal, inducing cooperative structural changes. In contrast with this order induced by doping, an intrinsic chemical disorder is associated with the doping element on the A site of the perovskite (general formula ABO3) on which the trivalent (RE3+) and divalent ions (Ca2+) reside. This disorder is due to the difference of the ionic radius and chemical affinity between the ions. In order to study systematically the effect of the A site substitution and the relation between the structural properties and the macroscopic magnetic properties, several samples have been synthesized and characterized by macroscopic magnetic measurements. Neutron diffraction is a fundamental step towards understanding the relation between the structural and macroscopic properties. The resulting structures represent a good starting point for ab-initio calculations in the study of magnetic structure and CO/OO phenomena. Important concepts and models are described: Jahn-Teller effect, double and super-exchange interaction and the Zener polarons model. The macroscopic magnetic properties have been measured versus temperature by using a SQUID magnetometer. The principal microscopic technique used for this thesis was NPD. The technique and the layout of the instruments - D20 and D1A at the Institute Laue Langevin, Grenoble - are described together with details of the Rietveld method used to refine the diffraction data. Experimental results from the systematic study of the Ln0.50Ca0.50MnO3 (Ln = Pr, Nd, Tb, Dy, Ho, Tm, Yb and Lu) manganites, are presented, with a description of sample preparation. The magnetic susceptibility, measured up to 530 K for our samples, presents a broad peak at high temperatures corresponding to the onset of the CO (TCO). From these results we define the nature of the magnetic correlations above and below TCO in the framework of the Zener polarons model. We also present the details of the nuclear and magnetic structure for all samples versus temperature, analyzing the distortions due to the doping and the effect of the ionic radius of the cations. All our samples have a pseudo-CE magnetic configuration at the lowest temperatures, corresponding to a CE-type ground state with canting. We describe the ab-initio method using the density functional theory (DFT), that have been used to model the Ln0.50Ca0.50MnO3 series. We present DFT and we discuss the most important features (spin polarization), approximations (pseudo-potentials and exchange-correlation functional) and (Hubbard) corrections used in this work, including a presentation of the VASP code used for the DFT calculations, with the corresponding input files. These calculations have been performed to confirm our experimental results and to access other significant quantities such as the electronic density of states. The computational approach has been tested on two pure systems: CaMnO3 and NdMnO3. Two half-doped systems have been chosen with Ln=Nd and Lu. The first because the La and Pr compounds were already studied (Picozzi, Anisimov) so we continued the series with the Nd system, and the Lu has the smallest ionic radius in the lanthanides series, its 4f shell is full and Lu is therefore comparable with La
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Tarchalski, Mikolaj. "Nuclear heating measurements in the Maria reactor and implementation of neutron and photon calculation scheme." Thesis, Aix-Marseille, 2016. http://www.theses.fr/2016AIXM4101.
Full textAbstract:
Les travaux réalisés durant cette thèse rentrent dans cette problématique. Ils concernent d’une part le développement d’un schéma de calculs et d’évaluation des échauffements nucléaires générés dans le réacteur MARIA en utilisant les codes français de transport neutronique TRIPOLI-4 © et APOLLO-2. Les travaux dans ce volet ont concerné principalement les calculs des échauffements photoniques induits par les rayonnements gammas essentiellement. D’autre part des travaux expérimentaux ont été conduits durant cette thèse. Ils ont concerné la mesure des échauffements nucléaires dans des emplacements spécifiques du réacteur MARIA. Cela a permis une première validation des schémas de calcul adoptés. Des comparaisons C/E ont été effectuées. Elles sont présentées et discutées dans cette thèse. Cela a permis d’émettre des recommandations quant aux techniques de mesure des échauffements nucléaires dans le réacteur MARIA et les moyens de modélisation qui peuvent être associés. Les comparaisons calculs-expérience font l’objet du cinquième. Les écarts relevés entre les résultats des modélisations et les mesures des échauffements nucléaires pour différentes configurations de mesures (au moyen de GT et de calorimètre mono cellule KAROLINA) permettent de dégager grâce à ces premiers travaux de thèse des recommandations pertinentes pour les travaux futurs<br>This thesis work presents a calculation scheme which enables evaluation of heat generation from nuclear reactions in the MARIA nuclear reactor by use French computational codes TRIPOLI-4 © (TRIPOLI-4 is a registered trademark of CEA) and Apollo-2. Particular attention was devoted to the heat induced by gamma radiation. The thesis also presents measurements of nuclear heating in selected locations inside MARIA MTR reactor. This allows reaching first steps of validation and qualification of computer calculations. Research and analysis presented in the thesis allow one to compare the results obtained by using proposed calculation scheme with the experimental measurement methods. Finally, further works and perspectives were proposed on the development of the calculations and experimental measurements of nuclear heating in nuclear reactors.Qualifying the calculations was possible by performing especially dedicated 7-day core measurement campaigns. Nuclear heating measurements were performed with gamma thermometers and specially designed KAROLINA calorimeter. All measurement devices used were mounted in a dedicated probe, designed and built for this purpose, which allowed for the adjustment of instruments position inside the MARIA core. The main scientific hypothesis of this work is that currently available Monte Carlo simulations of neutron and gamma transport can be used to correct and accurate calculations of prompt nuclear heating in nuclear reactor, whereas delayed component of nuclear heating can be determined experimentally. For this purpose new calculation scheme and improvements in nuclear heating measurements were implemented
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Dieudonné, Cyril. "Accélération de la simulation Monte Carlo du transport des neutrons dans un milieu évoluant par la méthode des échantillons corrélés." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00934463.
Full textAbstract:
Depuis quelques années, les codes de calculs Monte Carlo évoluant qui couplent un code Monte Carlo, pour simuler le transport des neutrons, à un solveur déterministe, qui traite l'évolution des milieux dû à l'irradiation sous le flux neutronique, sont apparus. Ces codes permettent de résoudre les équations de Boltzmann et de Bateman dans des configurations complexes en trois dimensions et de s'affranchir des hypothèses multi-groupes utilisées par les solveurs déterministes. En contrepartie, l'utilisation du code Monte Carlo à chaque pas de temps requiert un temps de calcul prohibitif.Dans ce manuscrit, nous présentons une méthodologie originale évitant la répétition des simulations Monte Carlo coûteuses en temps et en les remplaçant par des perturbations. En effet, les différentes simulations Monte Carlo successives peuvent être vues comme des perturbations des concentrations isotopiques de la première simulation. Dans une première partie, nous présenterons donc cette méthode, ainsi que la méthode de perturbation utilisée: l'échantillonnage corrélé. Dans un second temps, nous mettrons en place un modèle théorique permettant d'étudier les caractéristiques de la méthode des échantillons corrélés afin de comprendre ses effets durant les calculs en évolution. Enfin, dans la troisième partie nous discuterons de l'implémentation de cette méthode dans TRIPOLI-4® en apportant quelques précisions sur le schéma de calcul qui apportera une accélération importante aux calculs en évolution. Nous commencerons par valider et optimiser le schéma de perturbation à travers l'étude de l'évolution d'une cellule de combustible de type REP. Puis cette technique sera utilisée sur un calcul d'un assemblage de type REP en début de cycle. Après avoir validé la méthode avec un calcul de référence, nous montrerons qu'elle peut accélérer les codes Monte Carlo évoluant standard de presque un ordre de grandeur.
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Cai, Li. "Condensation et homogénéisation des sections efficaces pour les codes de transport déterministes par la méthode de Monte Carlo : Application aux réacteurs à neutrons rapides de GEN IV." Thesis, Paris 11, 2014. http://www.theses.fr/2014PA112280/document.
Full textAbstract:
Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléaires multi-groupes par un code de Monte-Carlo (TRIPOLI-4®). Dans un premier temps, après avoir réalisé des tests sur les fonctionnalités existantes de l’homogénéisation et de la condensation avec des précisions meilleures accessibles aujourd’hui, des incohérences sont mises en évidence. De nouveaux estimateurs de paramètres multi-groupes ont été développés et validés pour le code TRIPOLI-4®à l’aide de ce code lui-même, puisqu’il dispose de la possibilité d’utiliser ses propres productions de données multi-groupes dans un calcul de cœur. Ensuite, la prise en compte de l’anisotropie de la diffusion nécessaire pour un bon traitement de l’anisotropie introduite par des fuites des neutrons a été étudiée. Une technique de correction de la diagonale de la matrice de la section efficace de transfert par diffusion à l’ordre P1 (nommée technique IGSC et basée sur une évaluation du courant des neutrons par une technique introduite par Todorova) est développée. Une amélioration de la technique IGSC dans la situation où les propriétés matérielles du réacteur changent drastiquement en espace est apportée. La solution est basée sur l’utilisation d’un nouveau courant qui est projeté sur l’axe X et plus représentatif dans la nouvelle situation que celui utilisant les approximations de Todorova, mais valable seulement en géométrie 1D. A la fin, un modèle de fuite B1 homogène est implémenté dans le code TRIPOLI-4® afin de produire des sections efficaces multi-groupes avec un spectre critique calculé avec l’approximation du mode fondamental. Ce modèle de fuite est analysé et validé rigoureusement en comparant avec les autres codes : Serpent et ECCO ; ainsi qu’avec un cas analytique.L’ensemble de ces développements dans TRIPOLI-4® permet de produire des sections efficaces multi-groupes qui peuvent être utilisées dans le code de calcul de cœur SNATCH de la plateforme PARIS. Ce dernier utilise la théorie du transport qui est indispensable pour la nouvelle filière à neutrons rapides. Les principales conclusions sont : -Le code de réseau en Monte-Carlo est une voie intéressante (surtout pour éviter les difficultés de l’autoprotection, de l’anisotropie limitée à un certain ordre du développement en polynômes de Legendre, du traitement des géométries exactes 3D), pour valider les codes déterministes comme ECCO ou APOLLO3® ou pour produire des données pour les codes déterministes ou Monte-Carlo multi-groupes.-Les résultats obtenus pour le moment avec les données produites par TRIPOLI-4® sont comparables mais n’ont pas encore vraiment montré d’avantage par rapport à ceux obtenus avec des données issues de codes déterministes tel qu’ECCO<br>In the framework of the Generation IV reactors neutronic research, new core calculation tools are implemented in the code system APOLLO3® for the deterministic part. These calculation methods are based on the discretization concept of nuclear energy data (named multi-group and are generally produced by deterministic codes) and should be validated and qualified with respect to some Monte-Carlo reference calculations. This thesis aims to develop an alternative technique of producing multi-group nuclear properties by a Monte-Carlo code (TRIPOLI-4®).At first, after having tested the existing homogenization and condensation functionalities with better precision obtained nowadays, some inconsistencies are revealed. Several new multi-group parameters estimators are developed and validated for TRIPOLI-4® code with the aid of itself, since it has the possibility to use the multi-group constants in a core calculation.Secondly, the scattering anisotropy effect which is necessary for handling neutron leakage case is studied. A correction technique concerning the diagonal line of the first order moment of the scattering matrix is proposed. This is named the IGSC technique and is based on the usage of an approximate current which is introduced by Todorova. An improvement of this IGSC technique is then presented for the geometries which hold an important heterogeneity property. This improvement uses a more accurate current quantity which is the projection on the abscissa X. The later current can represent the real situation better but is limited to 1D geometries.Finally, a B1 leakage model is implemented in the TRIPOLI-4® code for generating multi-group cross sections with a fundamental mode based critical spectrum. This leakage model is analyzed and validated rigorously by the comparison with other codes: Serpent and ECCO, as well as an analytical case.The whole development work introduced in TRIPLI-4® code allows producing multi-group constants which can then be used in the core calculation solver SNATCH in the PARIS code platform. The latter uses the transport theory which is indispensable for the new generation fast reactors analysis. The principal conclusions are as follows:-The Monte-Carlo assembly calculation code is an interesting way (in the sense of avoiding the difficulties in the self-shielding calculation, the limited order development of anisotropy parameters, the exact 3D geometries) to validate the deterministic codes like ECCO or APOLLO3® and to produce the multi-group constants for deterministic or Monte-Carlo multi-group calculation codes. -The results obtained for the moment with the multi-group constants calculated by TRIPOLI-4 code are comparable with those produced from ECCO, but did not show remarkable advantages
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Morelon, Nhan Duc. "Dynamique moléculaire du composé d'inclusion TANO-heptane : une étude combinée : simulation numérique/diffusion quasiélastique incohérente des neutrons." Université Joseph Fourier (Grenoble), 1999. http://www.theses.fr/1999GRE10015.
Full textAbstract:
Les composes d'inclusion du tano sont des complexes moleculaires constitues de deux especes chimiques. Les molecules de tano forment une matrice ayant une structure en canaux, dans laquelle sont incluses une grande variete de molecules lineaires (alcanes, polymeres, etc). La complexite et la variete du desordre dynamique rencontre dans ces cristaux plastiques nous a amener a completer les etudes experimentales anterieures par des simulations de dynamique moleculaire. Apres un resume des principales caracteristiques des composes d'inclusion du tano (descriptions des phases basse et haute temperature du tano-heptane, transitions de phase) et un rappel detaille des resultats obtenus precedemment par diffusion quasielastique des neutrons par bee etal, les methodes de simulation utilisees par la suite sont exposees de maniere synthetique. Nous introduisons aussi dans cette partie les fonctions utilisees en diffusion neutronique et leurs liens avec les resultats issus des simulations. Nous decrivons ensuite en detail les procedures utilisees pour mettre au point le potentiel d'interaction empirique a partir des donnees experimentales disponibles et des resultats de calculs ab initio. Cette phase, dite de parametrisation, determine de facon cruciale la qualite des simulations de dynamique moleculaire. Un premier test du potentiel empirique est realise en comparant les structures moleculaires calculees aux resultats experimentaux et ab initio. La description et l'analyse approfondie des simulations de dynamique moleculaire de la phase haute temperature du tano-heptane est ensuite detaillee. Les trajectoires atomiques simulees nous ont permis de calculer les spectres de diffusion quasielastique incoherente et ainsi d'effectuer une comparaison directe de nos simulations aux etudes experimentales. Des etudes experimentales de diffusion quasielastique sous pression concluent notre travail et montrent finalement que les composes d'inclusion du tano sont encore loin d'etre parfaitement compris.
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KURAMOTO, RENATO Y. R. "Desenvolvimento de uma metodologia baseada no modelo de duas-regiões e em técnicas de análise de ruído microscópico para a medida absoluta dos parâmetros cinéticos Betasub(eff), Lambda e Betasub(eff/Lambda do reator IPEN/MB-01." reponame:Repositório Institucional do IPEN, 2007. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/11547.
Full textAbstract:
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0<br>Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0<br>Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP)<br>Tese (Doutoramento)<br>IPEN/T<br>Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP<br>FAPESP:03/01261-0
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Novotný, Filip. "Výpočetní analýza chování aktivní zóny tlakovodního jaderného reaktoru pomocí kódu PARCS." Master's thesis, Vysoké učení technické v Brně. Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií, 2014. http://www.nusl.cz/ntk/nusl-220678.
Full textAbstract:
The Master Thesis performs search concerning advanced small and medium power light-water reactors’ designs, including different possibilities to gain a license for their development and operation. The work covers the principal theory about the area of neutronics calculations, principal equations and simplifications. There are several different methods for solution of neutronics calculations. The thesis gives an overview of two principal groups of codes – deterministic methods and Monte Carlo method. The survey shows computational codes examples based on mentioned methods. The computational code PARCS is chosen for further study, which contained description of the input and output file, process of the model creation and conditions for neutronics calculation the of selected reactor design. Based on these facts, the transient calculation has been prepared within the thesis. Thee analyses are described – reactor emergency shutdown, reactor shutdown with stuck group of control and emergency shutdown rods and reactor shutdown with faulty reaction of emergency shutdown rods.
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Elmahjoubi, Abdelmajid. "Phonons/phonon-polaritons des cristaux mixtes GaAs₁₋ₓPₓ, Cd₁₋ₓBeₓTe & Zn₁₋ₓMgₓS : Diffusion inélastique de neutrons/lumière (Raman) & calculs ab initio - le modèle de percolation au banc d’essai". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2024. http://www.theses.fr/2024LORR0187.
Full textAbstract:
Les cristaux mixtes semi-conducteurs A₁₋ₓBₓC de structure cubique (zinc-blende) ou hexagonale (wurtzite) sont intéressants pour l'optoélectronique, en cela qu'ils offrent la possibilité d'ajuster finement en fonction de la composition x la bande interdite et les paramètres du réseau. Plus fondamentalement, ces alliages sont les systèmes désordonnés les plus simples que l'on puisse imaginer. À ce titre, ce sont des systèmes idéaux pour étudier les effets du désordre sur les propriétés physiques, notamment la dynamique de réseau. C'est dans ce contexte que le modèle de percolation a été développé, pour expliquer comment le désordre influence la dynamique du réseau. Ce modèle suggère que la vibration d'une liaison chimique donnée, A-C ou B-C, est sensible à son environnement local et produit deux modes optiques différents, selon qu'elle se trouve en environnement 'identique' ou 'étranger'. Ce comportement serait intrinsèque aux alliages à substitution aléatoire. Le modèle de percolation a prouvé son efficacité pour expliquer la dynamique du réseau sur l'ensemble des alliages semi-conducteurs cubiques étudiés jusqu'à présent. Dans ce travail, le modèle de percolation est évalué de manière critique par rapport au comportement vibrationnel de trois systèmes de référence : GaAs₁₋ₓPₓ et Cd₁₋ₓBeₓTe de structure zinc-blende ainsi que Zn₁₋ₓMgₓS de structure wurtzite. Chacun de ces systèmes pose un défi majeur pour le modèle. La première version du modèle, qui limite la sensibilité des vibrations à l'environnement premiers voisins, a montré ses limites pour GaAs₁₋ₓPₓ, où les spectres de la partie imaginaire de la fonction diélectrique relative Im{epsilon_r(omega,x)} (équivalents aux modes de vibrations transversales TO) publiés récemment par Zollner et al. [Appl. Phys. Lett. 123, 172102 (2023)] indiquent que cette approche ne décrit pas fidèlement les intensités des pics de vibration. Il est nécessaire d'étendre la sensibilité aux seconds voisins pour ce système. Le cristal mixte Cd₁₋ₓBeₓTe présente un contraste très marqué entre les propriétés physiques de ses constituants, CdTe et BeTe. Nous examinons ici si le modèle de percolation s'applique encore en situation de contraste très fort, ou pas. L'étude mécanique/vibratoire à l'échelle microscopique de la liaison chimique de Cd₁₋ₓBexTe s'accompagne d'une étude mécanique à l'échelle macroscopique, portant sur le module de compressibilité. Enfin, le cristal mixte Zn₁₋ₓMgₓS de structure wurtzite est utilisé pour déterminer comment le modèle de percolation, initialement établi pour expliquer les spectres de vibration des systèmes cubiques, s'applique à des systèmes moins symétriques. Ce test est essentiel pour valider la transférabilité du modèle et son universalité. Afin d'explorer la dynamique de réseau des cristaux mixtes étudiés, couvrant les phonons et phonon-polaritons, des techniques expérimentales avancées ainsi que des approches théoriques ont été déployées. La diffusion Raman a été réalisée en conditions ambiantes ainsi qu'en conditions extrêmes de température et de pression. La diffusion inélastique de neutrons a été effectuée avec de grands monocristaux sur la ligne de faisceau IN8 de l'Institut Laue-Langevin (ILL) à Grenoble. La diffraction des rayons X sous pression a été mise en œuvre sur la ligne de faisceau PSICHÉ du synchrotron SOLEIL à Paris. Enfin, des calculs ab initio ont été réalisés à l'aide du code DFT SIESTA sur de larges supercellules construites à substitution aléatoire selon l'approche SQS. Les trois systèmes étudiés, malgré leurs caractéristiques spécifiques (sensibilité des vibrations à l'environnement local, fort contraste entre propriétés physiques des liaisons et symétrie hexagonale), ont tous révélé un comportement de type percolation. Ce résultat renforce le statut du modèle en tant que descripteur générique de la dynamique de réseau des cristaux mixtes désordonnés<br>The semiconductor mixed crystals A₁₋ₓBₓC with cubic (zinc-blende) or hexagonal (wurtzite) structures are of great interest for optoelectronics, as they offer the possibility to finely tune the bandgap and lattice parameters as a function of the composition x. More fundamentally, these alloys are the simplest disordered systems one can imagine. As such, they are ideal systems for studying the effects of disorder on physical properties, particularly the lattice dynamics. In this context, the percolation model was developed to explain how disorder influences the lattice dynamics. This model suggests that the vibration of a given chemical bond, A-C or B-C, is sensitive to its local environment and can result in two distinct optical modes, depending on whether it vibrates in a 'same' or 'alien' environment. This behavior is intrinsic to random alloying. The percolation model has been successful in explaining the lattice dynamics of all cubic semiconductor alloys studied so far. In this work, the percolation model is critically evaluated with respect to the vibrational behavior of three reference systems: zinc-blende GaAs₁₋ₓPₓ and Cd₁₋ₓBeₓTe, as well as wurtzite Zn₁₋ₓMgₓS. Each of these systems presents a significant challenge to the model. The first version of the model, which limits the sensitivity of vibrations to first-neighbor, has shown its limitations with GaAs₁₋ₓPₓ. The spectra of the imaginary part of the relative dielectric function Im{epsilon_r(omega,x)} (informing on the transverse optical modes) recently published by Zollner et al. [Appl. Phys. Lett. 123, 172102 (2023)] indicate that this approach does not faithfully describe the vibrational peak intensities. It is necessary to extend the sensitivity to second-neighbor in this system. The mixed crystal Cd₁₋ₓBeₓTe presents a stark contrast between the physical properties of its constituents, CdTe and BeTe. Here, we examine whether the percolation model still applies in such a high-contrast situation. The microscopic study of the mechanical/vibration properties of Cd₁₋ₓBeₓTe is completed by a mechanical study at the macroscopic scale concerned with the bulk modulus. Finally, the wurtzite Zn₁₋ₓMgₓS mixed crystal is used to test how the percolation model, originally established to explain the vibrational behavior of cubic systems, transfers to low crystal symmetries. This test is crucial for validating the model's transferability and universality. To explore the lattice dynamics of the studied mixed crystals, covering phonons and phonon-polaritons, advanced experimental techniques and theoretical approaches were deployed. Raman scattering was performed under ambient conditions as well as under extreme temperature and pressure conditions. Inelastic neutron scattering was carried out on large single crystals at the IN8 beamline of the Institut Laue-Langevin (ILL) in Grenoble. High-pressure X-ray diffraction was done at the PSICHÉ beamline of the SOLEIL synchrotron in Paris. Finally, ab initio calculations were conducted using the DFT SIESTA code on large supercells generated with random substitution according to the special quasi-random structures (SQS) approachThe three studied systems, despite their specific characteristics (sensitivity of vibrations to the local environment, strong contrast between the bond physical properties, and hexagonal symmetry), all exhibit a percolation-type behavior. This reinforces the status of the percolation model as a generic descriptor of the lattice dynamics of disordered mixed crystals
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Bes, René. "Comportement thermique du xénon dans le nitrure de titane fritté matrice inerte d’intérêt des RNR-G." Thesis, Lyon 1, 2010. http://www.theses.fr/2010LYO10227/document.
Full textAbstract:
Ce travail se place dans le cadre des réacteurs nucléaires de 4ème génération tels que les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G), pour lesquels des matériaux réfractaires comme le nitrure de titane (TiN) enroberont le combustible afin de permettre la rétention des produits de fission. Cette étude a porté sur le comportement thermique intragranulaire du xénon dans des échantillons de TiN obtenus par frittage à chaud sous charge. Le rôle de la microstructure sur le comportement thermique du xénon a été étudié. Plusieurs lots ont ainsi été synthétisés sous différentes conditions de température et de composition de la poudre initiale. Le xénon a été introduit par implantation ionique. Les échantillons ont ensuite subi des traitements thermiques entre 1300°C et 1600°C, soient les températures accidentelles envisagées. Un transport majoritaire du xénon vers la surface a été mis en évidence. Ce dernier est ralenti lorsque la température de frittage augmente. Des différences de comportement ont été observées selon les poudres mises en oeuvre dans la synthèse et selon l'orientation cristalline du grain considéré. Le relâchement du xénon a également été corrélé à l’oxydation de TiN. Des bulles de Xe dès 0,38 % atomique ont été observées. Leur taille est proportionnelle à la concentration en Xe et augmente avec la température de recuit, d’où une certaine mobilité du Xe au sein de TiN. Plusieurs mécanismes pouvant expliquer cette mobilité sont proposés. En complément, des calculs ab initio ont confirmé le caractère fortement insoluble du Xe dans TiN et révélé que les bilacunes sont les plus favorables à l'incorporation du xénon au sein de ce matériau<br>This work concerns the generation IV future nuclear reactors such as gas-cooled fast reactor (GFR) for which refractory materials as titanium nitride (TiN) are needed to surround fuel and act as a fission product diffusion barrier. This study is about Xe thermal behavior in sintered titanium nitride. Microstructure effects on Xe behavior have been studied. In this purpose, several syntheses have been performed using differents sintering temperatures and initial powder compositions. Xenon species have been introduced into samples by ionic implantation. Then, samples were annealed in temperature range from 1300°C to 1600°C, these temperatures being the accidental awaited temperature. A transport of xenon towards sample surface has been observed. Transport rate seems to be slow down when increasing sintering temperature. The composition of initial powder and the crystallographic orientation of each considered grain also influence xenon thermal behavior. Xenon release has been correlated with material oxidation during annealing. Xenon bubbles were observed. Their size is proportional with xenon concentration and increases with annealing temperature. Several mechanisms which could explain Xe intragranular mobility in TiN are proposed. In addition with experiments, very low Xe solubility in TiN has been confirmed by ab initio calculations. So, bivacancies were found to be the most favoured Xe incorporation sites in this material
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Marx, Nicolas. "Synthèse et caractérisation de nouveaux phosphates utilisés comme matériaux d’électrode positive pour batteries au lithium." Thesis, Bordeaux 1, 2010. http://www.theses.fr/2010BOR14194/document.
Full textAbstract:
Ce travail porte sur la synthèse et la caractérisation de nouveaux matériaux d’électrodes positives pour batteries au lithium. Nos recherches se sont principalement orientées vers les matériaux de type phosphates de métaux de transition, et notamment vers la famille des tavorites de composition (Li,H)FePO4(OH), qui présente une structure tridimensionnelle comportant plusieurs types de tunnels propices à l’insertion d’ions lithium. La structure du matériau LiFePO4(OH) a ainsi été parfaitement résolue, de même que celle du matériau FePO4.H2O, qui est un nouveau phosphate de fer (III) découvert au cours de ces travaux. Ces deux matériaux, ainsi que ceux obtenus par traitement thermique de la phase FePO4.H2O, ont été caractérisés à l’aide de différentes techniques d’analyse physico-chimiques. Leur comportement électrochimique vis-à-vis de l’intercalation / désintercalation du lithium a été étudié, ainsi que les mécanismes redox et structuraux associés mis en jeu<br>This work deals with the synthesis and characterization of new positive electrode materials for lithium batteries. Our researches were mainly focused on phosphates of transition metals, and especially on the tavorite-type materials of composition (H,Li)FePO4(OH). Their structure is characterized by a three-dimensional network with different types of tunnels, which can host inserted lithium ions. In this context, LiFePO4(OH) structure was perfectly solved, as well as that of FePO4.H2O, which is a new iron (III) phosphate discovered during this work. These two materials, together with those obtained by heat-treatment of FePO4.H2O, were characterized using different analytical techniques. Their electrochemical behavior toward intercalation / deintercalation of lithium was also studied, as well as the structural and redox processes involved
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Moukaddam, Mohamad. "Évolution de la structure en couches dans les noyaux de masse moyenne : Recherche de l'orbitale 2d5/2 neutron dans le 69Ni." Phd thesis, Université de Strasbourg, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00746802.
Full textAbstract:
La fermeture de couche de l'oscillateur harmonique à N=40 dans le 68Ni est faible et perd sa rigidité après l'enlèvement (ou l'ajout) de paires de protons. Les calculs effectués dans cette région de masse prédisent un nouvel îlot d'inversion à N=40 semblable à celui à N=20 et montrant que le placement de l'orbital neutron 2d5/2 est un ingrédient essentiel pour l'interprétation de la structure nucléaire à N≈40. La différence d'énergie 1g9/2-2d5/2 a été déterminée dans le noyau 69Ni en utilisant la réaction de transfert d'un neutron d(68Ni,p) en cinématique inverse. L'expérience réalisée au GANIL utilisait un faisceau de 68Ni à 25,14 MeV/u. Les noyaux 68Ni séparés par le spectromètre LISE3 ont ensuite interagit avec une cible de CD2 d'épaisseur 2,6 mg/cm2. Le dispositif expérimental était composé principalement des détecteurs CATS/MUST2-S1/EXOGAM couplés à une chambre d'ionisation et un scintillateur plastique. Les moments angulaires et les facteurs spectroscopiques de l'état fondamental (Jπ = 9/2+) et d'un doublet d'états (Jπ = 5/2+) autour de 2,48 MeV, associés à la population des orbitales 1g9/2 et 2d5/2, ont été obtenus après la comparaison des sections efficaces différentielles et des calculs ADWA. Les spins des états observés ont été attribués après comparaison aux calculs de modèles en couches dans un grand espace de valence. La position de l'orbitale 2d5/2 dans 69Ni a été établie pour la première fois. Nos mesures confirment l'hypothèse de la faible différence d'énergie (≈2,5 MeV) entre l'orbitale neutron 2d5/2 et l'orbitale 1g9/2 et son importance pour décrire la structure des noyaux autour de N=40.
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Kuramoto, Renato Yoichi Ribeiro. "Desenvolvimento de uma metodologia baseada no modelo de Duas-Regiões e em técnicas de análise de ruído microscópico para a medida absoluta dos parâmetros cinéticos βeff, Λ e βeff/Λ do reator IPEN/MB-01." Universidade de São Paulo, 2007. http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-29032012-133723/.
Full textAbstract:
Uma nova metodologia para a medida absoluta da fração efetiva de nêutrons atrasados βeff, baseada em técnicas de análise de ruído microscópico e no modelo de Duas- Regiões, foi desenvolvida no reator IPEN/MB-01. Diferentemente das demais técnicas, tais como o Método de Bennet Modificado, o Método do Número de Nelson e o Método da fonte de 252Cf, a principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção de βeff de um modo puramente experimental, sem a necessidade de quaisquer outros parâmetros, sejam estes calculados ou provenientes de outros experimentos. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos Rossi-α e Feynman-α foram realizados no reator IPEN/MB-01. De acordo com a metodologia proposta, βeff foi estimado com uma incerteza de 0.67%, a qual atende aos requisitos de precisão almejados. Além disso, o tempo de geração de nêutrons prontos , dentre outros parâmetros, também foi obtido experimentalmente via esta metodologia. Em geral, os parâmetros medidos estão em acordo com resultados provenientes de experimentos de análise de ruído macroscópico. Nas comparações teoria-experimento, os valores de βeff medidos neste trabalho mostram que a biblioteca JENDL3.3 apresenta a melhor performance (dentro de 1%). Esta concordância justifica a redução no yield de fissão do 235U proposta por Sakurai e Okajima.<br>A new method for absolute measurement of the effective delayed neutron fraction, βeff , based on microscopic noise experiments and the Two-Region Model was developed at the IPEN/MB-01 Research Reactor facility. In contrast with other techniques like the Modified Bennet Method, Nelson-Number Method and 252Cf-Source Method, the main advantage of this new methodology is to obtain the effective delayed neutron parameters in a purely experimental way, eliminating all parameters that are difficult to measure or calculate. In this way, Rossi-α and Feynman-α experiments for validation of this method were performed at the IPEN/MB-01 facility, and adopting the present approach, βeff was measured with a 0.67% uncertainty. In addition, the prompt neutron generation time, , and other parameters were also obtained in an absolute experimental way. In general, the final results agree well with values from frequency analysis experiments. The theory-experiment comparison reveals that JENDL-3.3 shows deviation for βeff lower than 1% which meets the desired accuracy for the theoretical determination of this parameter. This work supports the reduction of the 235U thermal yield as proposed by Okajima and Sakurai.
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Cheik, Njifon Ibrahim. "Modélisation des modifications structurales, électroniques et thermodynamiques induites par les défauts ponctuels dans les oxydes mixtes à base d'actinides (U,Pu)O2." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0356.
Full textAbstract:
(U,Pu)O2 (aussi appelé MOX) est actuellement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) avec une teneur massique en Pu d’environ 10 %. Il est également envisagé comme combustible de référence pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, avec une teneur massique en Pu d’environ 25 %. En conditions opérationnelles, (U,Pu)O2 est soumis à des réactions de fission qui génèrent une grande quantité de défauts et de produits de fission. Par migration, ces défauts et produits de fission gazeux peuvent s'agréger en nano-cavités, dislocations et bulles de gaz, conduisant à une modification de la microstructure. Une meilleure description du comportement du combustible à l’échelle atomique, notamment des mécanismes élémentaires impliqués dans la diffusion des défauts et des produits de fission, est donc nécessaire pour affiner les modèles utilisés dans les codes de performance des combustibles. Pour l’étude des propriétés de (U,Pu)O2, nous avons effectué des calculs de structure électronique basés sur la méthode DFT+U combinée au contrôle des matrices d’occupation des orbitales corrélées. Des minimisations d’énergie ainsi que la dynamique moléculaire ab initio ont été utilisées. Nous avons étudié dans un premier temps les propriétés du cristal de (U,Pu)O2 pour différentes teneurs en Pu. Nous avons ensuite étudié la stabilité des défauts ponctuels ainsi que les modifications structurales et électroniques induites par ces défauts ponctuels dans (U,Pu)O2 et (U,Ce)O2, matériau utilisé comme simulant de (U,Pu)O2. Enfin, nous avons étudié le piégeage et la solubilité des gaz de fission (Kr, Xe) et de l’hélium dans la matrice de (U,Pu)O2<br>(U,Pu)O2 (commonly called MOX) is currently used as nuclear fuel in pressurized water reactors with a Pu content of around 10 wt.%, and is envisaged as the reference fuel in Generation IV sodium fast reactors (SFR) with a Pu content of around 25 wt.%. Under operation, (U,Pu)O2 is submitted to fission reactions which generate a large quantity and variety of point defects, as well as fission products. By migrating, point defects and gaseous fission products can aggregate into nano-voids, dislocations and fission gas bubbles, which lead to the modification of the fuel microstructure. Therefore, a better description of the fuel behaviour at the atomic scale, and especially of the elementary mechanisms involved in the diffusion of point defects and fission products, is necessary to refine the models used in the fuel performance codes used to simulate the behaviour of fuels at the macroscopic scale. We use electronic structure calculations based on the DFT+U method combined with the occupation matrix control scheme (OMC) to investigate (U,Pu)O2 properties for various Pu contents. Static energy minimizations and ab initio molecular dynamics were used. We have first determined bulk structural, electronic and thermodynamics properties of (U,Pu)O2. We then studied the stability of point defects in (U,Pu)O2 and (U,Ce)O2, as well as the structural and electronic modifications induced by these point defects, in (U,Pu)O2 and the common experimental surrogate (U,Ce)O2. Finally, the fission gas (Kr and Xe) and helium (He) trapping and solubility in (U,Pu)O2 matrix are investigated
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Trad, Khiem. "Etude de nouveaux matériaux phosphates de lithium et d'élément de transition comme électrode positive pour batteries LI-ION." Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00563877.
Full textAbstract:
Depuis la mise en évidence des potentialités du phosphate LiFePO4 comme électrode positive de batteries lithium-ion, un très fort regain d'intérêt pour les phosphates de fer est actuellement observé. Dans cette optique de recherche de nouveaux matériaux, notre intérêt s'est porté sur la phase Na3Fe3(PO4)4 et sur des monophosphates de fer et de manganèse de type alluaudite LiXNa1-XMnFe2(PO4)3. Leurs structures, respectivement en couche et en chaines, en font de bons candidats pour des applications en tant que matériau d'électrode pour des batteries au lithium ou au sodium. Notre étude porte donc, d'une part, sur la synthèse et la caractérisation structurale de ces phases, et d'autre part sur leurs propriétés physiques et électrochimiques.
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De, roubin Antoine. "Mass measurements of neutron-rich strontium and rubidium isotopes in the A ≈ 100 and development of an electrospray ionization ion source." Thesis, Bordeaux, 2016. http://www.theses.fr/2016BORD0426/document.
Full textAbstract:
Une extension de la surface de masses atomiques dans la région A ≈ 100 est présentée par l’intermédiaire des mesures de masse des isotopes 100-102Sr et 100-102Rb. Les mesures ont été effectuées avec le spectromètre de masse ISOLTRAP constitué de différents pièges à ions. Les premières mesures directes des masses des 100-102Sr et du 100-102Rb sont rapportées ici. Ces mesures confirment la continuité de la région de déformation nucléaire avec l’augmentation du nombre de neutrons jusqu’à N = 65.De sorte à interpréter la déformation dans la chaine isotopique du strontium et à déterminer si une déformation peut apparaitre pour des isotopes de krypton plus lourds, une comparaison est faite entre les données expérimentales et des résultats de calculs théoriques disponibles dans la littérature. Pour compléter ces comparaisons, des calculs Hartree-Fock-Bogoliubov pour des isotopes pairs et impairs sont aussi présentés, illustrant la compétition entre formes nucléaires dans la région.Le développement d’une source d’ions à ionisation par électro nébuliseur est présenté. Cette source peut produire un large panel de masses isobariques destinées à la calibration. La première mise en service de la source est présentée, incluant les résultats des premiers balayages en masse détectés derrière le spectromètre de masse quadripolaire. Une résolution de quelques unités de masses atomiques a été atteinte<br>An extension of the atomic mass surface in the region A ≈ 100 is performed via massmeasurements of the 100-102Sr and 100-102Rb isotopes with the ion-trap mass spectrometer ISOLTRAPat CERN-ISOLDE. The first direct mass measurements of 102Sr and 101;102Rb are reported here. Thesemeasurements confirm the continuation of the region of nuclear deformation with the increase of neutronnumber, at least as far as N = 65.In order to interpret the deformation in the strontium isotopic chain and to determine whether an onsetof deformation is present in heavier krypton isotopes, a comparison is made between experimentalvalues and theoretical calculations available in the literature. To complete this comparison, Hartree-Fock-Bogoliubov calculations for even and odd isotopes are also presented, illustrating the competitionof nuclear shapes in the region.The development of an electrospray ionization ion source is presented. This source can delivera large range of isobaric masses for calibration purposes. The early commissioning of the sourceis discussed, including the results from the first mass scans detected behind the quadrupole massspectrometer. A resolution of a few atomic mass units is reached
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(7473860), Dongli Huang. "Efficient Uncertainty Characterization Framework in Neutronics Core Simulation with Application to Thermal-Spectrum Reactor Systems." Thesis, 2020.
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<div>This dissertation is devoted to developing a first-of-a-kind uncertainty characterization framework (UCF) providing comprehensive, efficient and scientifically defendable methodologies for uncertainty characterization (UC) in best-estimate (BE) reactor physics simulations. The UCF is designed with primary application to CANDU neutronics calculations, but could also be applied to other thermal-spectrum reactor systems. The overarching goal of the UCF is to propagate and prioritize all sources of uncertainties, including those originating from nuclear data uncertainties, modeling assumptions, and other approximations, in order to reliably use the results of BE simulations in the various aspects of reactor design, operation, and safety. The scope of this UCF is to propagate nuclear data uncertainties from the multi-group format, representing the input to lattice physics calculations, to the few-group format, representing the input to nodal diffusion-based core simulators and quantify the uncertainties in reactor core attributes.</div><div>The main contribution of this dissertation addresses two major challenges in current uncertainty analysis approaches. The first is the feasibility of the UCF due to the complex nature of nuclear reactor simulation and computational burden of conventional uncertainty quantification (UQ) methods. The second goal is to assess the impact of other sources of uncertainties that are typically ignored in the course of propagating nuclear data uncertainties, such as various modeling assumptions and approximations.</div>To deal with the first challenge, this thesis work proposes an integrated UC process employing a number of approaches and algorithms, including the physics-guided coverage mapping (PCM) method in support of model validation, and the reduced order modeling (ROM) techniques as well as the sensitivity analysis (SA) on uncertainty sources, to reduce the dimensionality of uncertainty space at each interface of neutronics calculations. In addition to the efficient techniques to reduce the computational cost, the UCF aims to accomplish four primary functions in uncertainty analysis of neutronics simulations. The first function is to identify all sources of uncertainties, including nuclear data uncertainties, modeling assumptions, numerical approximations and technological parameter uncertainties. Second, the proposed UC process will be able to propagate the identified uncertainties to the responses of interest in core simulation and provide uncertainty quantifications (UQ) analysis for these core attributes. Third, the propagated uncertainties will be mapped to a wide range of reactor core operation conditions. Finally, the fourth function is to prioritize the identified uncertainty sources, i.e., to generate a priority identification and ranking table (PIRT) which sorts the major sources of uncertainties according to the impact on the core attributes’ uncertainties. In the proposed implementation, the nuclear data uncertainties are first propagated from multi-group level through lattice physics calculation to generate few-group parameters uncertainties, described using a vector of mean values and a covariance matrix. Employing an ROM-based compression of the covariance matrix, the few-group uncertainties are then propagated through downstream core simulation in a computationally efficient manner.<div>To explore on the impact of uncertainty sources except for nuclear data uncertainties on the UC process, a number of approximations and assumptions are investigated in this thesis, e.g., modeling assumptions such as resonance treatment, energy group structure, etc., and assumptions associated with the uncertainty analysis itself, e.g., linearity assumption, level of ROM reduction and associated number of degrees of freedom employed. These approximations and assumptions have been employed in the literature of neutronic uncertainty analysis yet without formal verifications. The major argument here is that these assumptions may introduce another source of uncertainty whose magnitude needs to be quantified in tandem with nuclear data uncertainties. In order to assess whether modeling uncertainties have an impact on parameter uncertainties, this dissertation proposes a process to evaluate the influence of various modeling assumptions and approximations and to investigate the interactions between the two major uncertainty sources. To explore this endeavor, the impact of a number of modeling assumptions on core attributes uncertainties is quantified.</div><div>The proposed UC process has first applied to a BWR application, in order to test the uncertainty propagation and prioritization process with the ROM implementation in a wide range of core conditions. Finally, a comprehensive uncertainty library for CANDU uncertainty analysis with NESTLE-C as core simulator is generated compressed uncertainty sources from the proposed UCF. The modeling uncertainties as well as their impact on the parameter uncertainty propagation process are investigated on the CANDU application with the uncertainty library.</div>
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Manolov, Sergiy. "Hybrid Sn/Diffusion and Sn/P3 Neutronics Calculations." Thesis, 2013. http://hdl.handle.net/1969.1/149272.
Full textAbstract:
In this thesis we investigate coupling and preconditioning techniques for 19D hybrid neutronics calculations. Each problem is represented by two spatial regions with Sn in one region and either Diffusion (P1) or P3 in the other region. For each of these two cases we define one coupling scheme and two different preconditioned systems. These systems are solved with both fixed9point iteration and the GMRES Krylov method. The solution techniques are compared in terms of iteration count and computational cost. Preconditioning with a global diffusion operator is found to be very effective for the most difficult problems.
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Hiruta, Hikaru. "Advanced computational methodology for full-core neutronics calculations." 2004. http://www.lib.ncsu.edu/theses/available/etd-08122004-025241/unrestricted/etd.pdf.
Full text
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Chao, Chih-Chen, and 趙芝震. "An Automatic Calculation Procedure for MSR Neutronic Studies and its Applications." Thesis, 2013. http://ndltd.ncl.edu.tw/handle/06259333268114423492.
Full text
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Betts, Curt M. "Numerical techniques for coupled neutronic/thermal hydraulic nuclear reactor calculations." Thesis, 1994. http://hdl.handle.net/1957/36090.
Full textAbstract:
The solution of coupled neutronic/thermal hydraulic nuclear reactor calculations
requires the treatment of the nonlinear feedback induced by the thermal hydraulic
dependence of the neutron cross sections. As a result of these nonlinearities, current
solution techniques often diverge during the iteration process. These instabilities arise
due to the low level of coupling achieved by these methods between the neutronic and
thermal hydraulic components. In this work, this solution method is labeled the
Decoupled Iteration (DI) method, and this technique is examined in an effort to
improve its efficiency and stability. An examination of the DI method also serves to
provide insight into the development of more highly coupled iteration methods. After
the examination of several possible iteration procedures, two techniques are developed
which achieve both a higher degree of coupling and stability.
One such procedure is the Outer Iteration Coupling (OIC) method, which
combines the outer iteration of the multigroup diffusion calculation with the controlling
iteration of the thermal hydraulic calculations. The OIC method appears to be stable for
all cases, while maintaining a high level of efficiency. Another iteration procedure
developed is the Modified Axial Coupling (MAC) procedure, which couples the
neutronic and thermal hydraulic components at the level of the axial position within the
coolant channel. While the MAC method does achieve the highest level of coupling
and stability, the efficiency of this technique is less than that of the other methods
examined.
Several characteristics of these coupled calculation methods are examined during
the investigation. All methods are shown to be relatively insensitive to thermal
hydraulic operating conditions, while the dependence upon convergence criteria is quite
significant. It is demonstrated that the DI method does not converge for arbitrarily
small convergence criteria, which is a result of a non-asymptotic solution
approximation by the DI method. This asymptotic quality is achieved in the coupled
methods. Thus, not only do the OIC and MAC techniques converge for small values of
the relevant convergence criteria, but the computational expense of these methods is a
predictable function of these criteria. The degree of stability of the iterative techniques
is enhanced by a higher level of coupling, but the efficiency of these methods tends to
decrease as a higher degree of coupling is achieved. This is apparent in the diminished
efficiency of the MAC procedure. Seeking an optimum balance of efficiency and
stability, the OIC technique is demonstrated to be the optimum method for coupled
neutronic/thermal hydraulic reactor calculations.<br>Graduation date: 1994
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Glaser, Alexander. "Neutronics Calculations Relevant to the Conversion of Research Reactors to Low-Enriched Fuel." Phd thesis, 2005. https://tuprints.ulb.tu-darmstadt.de/566/1/aglaser_thesisrev.pdf.
Full textAbstract:
The new spirit and urgency of converting the remaining research reactors from highly enriched uranium (HEU) to low-enriched fuel, combined with the prospects of new ultra-high-density fuels, provides the main impetus and defines the basic scientific objectives for this thesis. It is predictable that activities to convert existing research reactors will intensify in the near-term future, which in turn would simultaneously increase the need for corresponding neutronics calculations. Here, especially the analysis of the remaining high-flux reactors, which are most difficult to convert due to compact core geometries, may benefit from high-precision simulation tools to adequately set-up and study reactor parameters using complete three-dimensional core models. The scope of the present thesis is to support this process in providing a new computational tool for neutronics calculations (M3O), which is based on standard physics codes, while using the technical computing environment Mathematica as the primary user-interface. The use of such modern environments can be very convenient for a variety of reasons: their analytical capabilities allow for a broad range of calculations and data manipulation, while their interactive graphical user-interface facilitates intensive control of input parameters and interpretation of achieved results. At the same time, Monte Carlo methods play an increasing role in neutron transport and burnup analyses. In M3O, the Monte Carlo code MCNP is employed, which offers the potential for high-precision modeling and analysis. Both major components, Mathematica and MCNP, are also used in an optimization tool developed below and based on the linear programming technique to optimize reactor performance by variation of the fundamental core parameters. The potential (and limits) of monolithic fuels is largely unknown today. Even though the conversion of a large number of medium-flux reactors would be relatively straightforward, the performance of monolithic fuel with low-enrichment in high-flux reactors is less obvious. A second main objective of this thesis is therefore to study the neutronics performance of monolithic fuel for a specific type of high-flux reactors, namely the class of so-called single element reactors. These reactors can be considered to be the most difficult to convert to low-enriched fuel because they are characterized by very compact and inflexible core designs. Every existing reactor of this design still uses highly enriched uranium. In addition to a generic single element reactor, which is introduced for more fundamental purposes, the German research reactor FRM-II will be the primary test-case for the evaluation of monolithic fuel performance because it would be an obvious candidate to use this fuel in the future.
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李俊諺. "Neutronics calculations and characteristic study of the HTTR high temperature test reactor core." Thesis, 2012. http://ndltd.ncl.edu.tw/handle/20809155037079499561.
Full textAbstract:
碩士<br>國立清華大學<br>工程與系統科學系<br>101<br>The high temperature test reactor (HTTR) in Japan is a 30 MW thermal, graphite-moderated, helium-cooled reactor that was built to demonstrate the technological feasibility and advantages of one of the GEN-IV reactors, i.e. the prismatic-type very high temperature gas-cooled reactor (VHTR). The reactor core consists of hexagonal fuel and graphite blocks, and each fuel block has 31/33 fuel rods in which 14 fuel compacts are stacked up to form a fuel rod. Each fuel compact contains about 13000 tiny tri-isotropic (TRISO) coated fuel particles randomly embedded in a graphite matrix. The special configuration of the HTTR core represents challenges to reactor physics calculations including fuel double-heterogeneity, vertical cavity streaming, graphite scattering kernel, etc. The suitable modeling of these properties plays a key role for a reliable neutronics analysis of the HTTR. The purpose of this study is to construct the HTTR core models and evaluate their effects on the system multiplication factors, neutron spectra of various regions, reactivity and temperature coefficients, and also fuel burnup performance. Two HTTR core models have been built using the MCNP5/X and SCALE6 code systems, respectively. The preliminary results correspond well to those of the benchmark problems for the HTTR start-up criticality experiment. Furthermore, a series of criticality and depletion calculations are also carried out to investigate the reactor physics features of the HTTR core under various conditions including changing the moderator to fuel ratio、changing the fuel rod radius and changing the fuel material. For the changing fuel material issue, we use the different ratio of Pu/MA material to observe the feature of neutronics. In this thesis, a series of calculation results preform different behavior of neutronics between Pu/MA and LEU.
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Wang, Meng-Jen, and 王孟仁. "Neutronics calculations and characteristic study of the HTR-10 high temperature gas-cooled reactor core." Thesis, 2011. http://ndltd.ncl.edu.tw/handle/14697456573595007237.
Full textAbstract:
碩士<br>國立清華大學<br>核子工程與科學研究所<br>99<br>This study performed an investigation of neutronics simulation and analysis of core characteristic on HTR-10. HTR-10 is a pebble bed High Temperature Gas Cooled Reactor, so called HTGCR. The HTR-10 was built by China and completed the first experiment of criticality in 2000. The following simulations are based on the IAEA-1382 technical report released in 2003. All the benchmark problems in this report are repeated and the results of our simulations are similar to the literature’s results.
By changing the fuel design of HTR-10, it can be figured out that HTR-10 was designed as an “over-moderation” type reactor. The neutron spectrum can become hotter when the fuel design was changed into “under-moderation”.
Five homogenized models are also performed to investigate the model simplification effect on the double heterogeneity of HTR-10 core in this study. They are: (1) heterogeneous model (2) homogenized TRISO particles (3) homogenized fuel zone of fuel ball (4) homogenized fuel ball (5) homogenized whole core, respectively. The results revealed that the multiplication factor decreased as more regions are homogenized. And the largest difference of multiplication factor between each model is roughly 3%. The neutron spectra of each model are similar comparing with each others.
Burnup calculation using TRITON sequence of SCALE6 is also performed in this study. Apart from the limitation of burnup and online-refueling, the operation period of HTR-10 is roughly 8.62 years without changing fuel.
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Glaser, Alexander [Verfasser]. "Neutronics calculations relevant to the conversion of research reactors to low-enriched fuel / von Alexander Glaser." 2005. http://d-nb.info/975224646/34.
Full text