Development and validation of calculation schemes dedicated to the interpretation of small reactivity effects for nuclear data improvement

Les mesures de réactivité par la technique d'oscillation, comme celles effectuées dans le réacteur Minerve, permettent de tester de nombreux paramètres neutroniques sur des matériaux, des combustibles ou des isotopes spécifiques. Généralement, les effets attendus sont très faibles, tout au plus de l'ordre de la dizaine de pcm. La modélisation de ces expériences doit donc être particulièrement précise, afin d'obtenir un retour fiable et précis sur les paramètres ciblés. En particulier, les biais de calcul doivent être clairement identifiés, quantifiés et maîtrisés afin d'obtenir des informations pertinentes sur les données nucléaires de base. L'enjeu de cette thèse est le développement d'un schéma de calcul de référence, dont les incertitudes sont clairement identifiées et quantifiées, permettant l'interprétation des mesures par oscillation. Dans ce document plusieurs méthodes de calcul de ces faibles effets en réactivité sont présentées, basées sur des codes de calculs neutroniques déterministes et/ou stochastiques. Ces méthodes sont comparées sur un benchmark numérique, permettant leur validation par rapport à un calcul de référence. Trois applications sont ici présentées dans le détail : une méthode purement déterministe utilisant la théorie des perturbations exacte pour la qualification des sections efficaces des principaux produits de fission en REP, dans le cadre d'études sur l'estimation de la perte du réactivité du combustible au cours du cycle ; une méthode hybride, basée sur un calcul stochastique et la théorie des perturbations exacte, permet d'obtenir un retour précis sur les données nucléaires de bases d'isotopes, dans notre cas l'241Am; et enfin, une troisième méthode, reposant sur un calcul perturbatif Monte Carlo, est utilisée pour une étude de conception.Reactivity measurements by the oscillation technique, as those performed in the Minerve reactor, enable to access various neutronic parameters on materials, fuels or specific isotopes. Usually, expected reactivity effects are small, about ten pcm at maximum. Then, the modeling of these experiments should be very precise, to obtain reliable feedback on the pointed parameters. Especially, calculation biases should be precisely identified, quantified and reduced to get precise information on nuclear data. The goal of this thesis is to develop a reference calculation scheme, with well quantified uncertainties, for in-pile oscillation experiments. In this work are presented several small reactivity calculation methods, based on deterministic and/or stochastic calculation codes. Those method are compared thanks to a numerical benchmark, against a reference calculation. Three applications of these methods are presented here: a purely deterministic calculation with exact perturbation theory formalism is used for the experimental validation of fission product cross sections, in the frame of reactivity loss studies for irradiated fuel; an hybrid method, based on a stochastic calculation and the exact perturbation theory is used for the readjustment of nuclear data, here 241Am; and a third method, based on a perturbative Monte Carlo calculation, is used in a conception study