Dans cette thèse, nous présentons une étude rigoureuse des barres d'erreurs et des sensibilités de paramètres neutroniques (tels le keff) aux données nucléaires de base utilisées pour les calculer. Notre étude commence au niveau fondamental, i.e. les fichiers de données ENDF et leurs incertitudes, fournies sous la forme de matrices de variance/covariance, et leur traitement. Lorsqu'un calcul méthodique et consistant des sensibilités est consenti, nous montrons qu'une approche déterministe utilisant des formalismes bien connus est suffisante pour propager les incertitudes des bases de données avec un niveau de précision équivalent à celui des meilleurs outils disponibles sur le marché, comme les codes Monte-Carlo de référence. En appliquant ...
Les REPs constituent la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde : EDF en expl...
The good knowledge of nuclear data, input parameters for the neutron transport calculation codes, is...
Actuellement, la principale source d'incertitudes lors de la réalisation de simulations stochastique...
This dissertation presents a comprehensive study of sensitivity/uncertainty analysis for reactor per...
La simulation neutronique des réacteurs nucléaires suppose la connaissance de l'interaction neutron ...
Les domaines d'application des codes de transport de neutrons de Monte Carlo (MC) sont en croissance...
Neutronic simulation of nuclear reactors is based on knowledge of the neutron-nucleus interaction (c...
Pour s’assurer de la sûreté des réacteurs et de l’intégrité de leurs cuves, des programmes de survei...
L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entré...
La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des d...
La simulation Monte Carlo est la méthode "étalon" pour les problèmes de transport de particules en r...
Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur M...
La méthodologie BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty) repose sur la validation et la quantification ...
Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur M...
Dans le contexte de la physique des réacteurs, l’analyse du comportement non stationnaire de la popu...
Les REPs constituent la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde : EDF en expl...
The good knowledge of nuclear data, input parameters for the neutron transport calculation codes, is...
Actuellement, la principale source d'incertitudes lors de la réalisation de simulations stochastique...
This dissertation presents a comprehensive study of sensitivity/uncertainty analysis for reactor per...
La simulation neutronique des réacteurs nucléaires suppose la connaissance de l'interaction neutron ...
Les domaines d'application des codes de transport de neutrons de Monte Carlo (MC) sont en croissance...
Neutronic simulation of nuclear reactors is based on knowledge of the neutron-nucleus interaction (c...
Pour s’assurer de la sûreté des réacteurs et de l’intégrité de leurs cuves, des programmes de survei...
L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entré...
La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des d...
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Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur M...
La méthodologie BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty) repose sur la validation et la quantification ...
Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur M...
Dans le contexte de la physique des réacteurs, l’analyse du comportement non stationnaire de la popu...
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Actuellement, la principale source d'incertitudes lors de la réalisation de simulations stochastique...