Laboratoire de neutronique (LN)
Le Laboratoire de Neutronique mène des recherches et développements en neutronique et en criticité. Les thématiques de recherche s’étendent des données nucléaires (données de base de la neutronique), à la réaction en chaine en passant par l’évolution de la matière sous irradiation (combustible, cuve, activation…). Le laboratoire conçoit et réalise des expériences pour confronter les simulations à des données réelles et développe des méthodes d’estimations des biais et des incertitudes de calculs. Ces activités sont le plus souvent menées dans le cadre de collaborations au niveau national ou international.
Il est composé de 18 chercheurs permanents, dont 13 sont titulaires d’u diplôme de docteur. Le laboratoire accueille en plus des doctorants et des post-doctorants et offre également des opportunités de stage.
Thématiques de recherche
Le laboratoire de neutronique est en charge de l'amélioration de la connaissance dans le domaine de la neutronique, c’est-à-dire, de la physique des interactions entre les neutrons et les noyaux des atomes. Ces domaines d'application sont les réacteurs nucléaires (électrogènes, de recherche, propulsion navale, SMR, fusion, …) et les installations du cycle du combustible (usines, laboratoires, entreposages, transports fissiles, installations en démantèlement, …) présentant un risque de criticité autrement dit de déclenchement intempestif d'une réaction de fissions en chaîne.
Les risques de criticité dans les laboratoires et usines nucléaires | IRSN
Le laboratoire met au point, le plus souvent dans des cadres collaboratifs nationaux et internationaux (EURATOM, AIEA, OCDE), des méthodes et des outils de calculs de types Monte-Carlo et déterministes dédiés aux simulations du comportement des neutrons dans la matière, lors de la réaction en chaine et du vieillissement des matériaux irradiés pour les réacteurs nucléaires en fonctionnement et pour le cycle du combustible. A l’échelle nationale, le LN participe à des projets dans le cadre de NEEDS (https ://needs.in2p3.fr/) rassemblant le CNRS, le CEA et des partenaires industriels. Par ailleurs, le LN codéveloppe avec le CEA le code Monte Carlo TRIPOLI5 et le formulaire de criticité CRISTAL en partenariat avec des industriels.
Le laboratoire conçoit et réalise également des expériences pour la validation des outils de calculs scientifiques (OCS). Ces travaux sont menés en collaboration au niveau international, en particulier aux Etats-Unis dans le cadre du NCSP (Nuclear Criticality Safety Program) ou au Japon avec JAEA (Japan Atomic Energy Agency). Ces expériences de criticité et de bruit neutronique contribuent à l’amélioration des données nucléaires, ainsi qu’à l’évaluation des incertitudes et des biais. Sur ces différents sujets les chercheurs du laboratoire participent à de nombreux groupes de travail dans le cadre de l’OCDE et notamment au groupe JEFF (Joint Evaluated Fission and Fusion).
La richesse et la diversité des compétences de l’institut sont enfin la base de collaborations transverses avec différents services de l’IRSN comme :
- le Service de Maîtrise des Incidents et Accidents – SEMIA (Vieillissement des matériaux et les calculs multiphysiques…),
- le Service des Accidents Majeurs – SAM (inventaire isotopique du cœur),
- le service des situations d’urgence et d’organisation de crise (SESUC) (Gestion de crise),
- le service de recherche en dosimétrie (SDOS) (Dosimétrie de l’accident de criticité)
- ou encore le Service de Sûreté des Transports et des installations du cycle du Combustible – SSTC (outils d’analyse de scénarios concernant le cycle du combustible).
Axes de recherche
Les activités du Laboratoire de neutronique sont variées et couvrent un grand nombre de domaines importants pour la sûreté des réacteurs et pour les risques de criticité.
Données nucléaires
Le LN développe des méthodes et outils (GAIA) pour le traitement et l’évaluation de bibliothèques de données nucléaires, qui sont les maillons de bases des calculs mettant en œuvre des interactions entre les neutrons et la matière. Les bibliothèques de données nucléaires utilisées par les codes de neutronique sont testées en s’appuyant sur des données expérimentales. Ces travaux sont principalement menés dans le cadre du groupe JEFF (Joint Evaluated Fission and Fusion).de l’OCDE/NEA et en collaboration avec le CEA.
Qualification des codes de calculs
Les codes de calculs sont vérifiés et validés par confrontation à des données expérimentales comme, par exemple celles des expériences critiques du handbook ICSBEP auquel l’IRSN participe activement. Le LN fait également parti du groupe SFCOMPO rassemblant plusieurs entités (SCK, CEA,… ) qui partagent des données de mesures de concentrations isotopiques dans des combustibles irradiés. Nuclear Energy Agency (NEA) - SFCOMPO 2.0 (Spent Fuel Isotopic Composition) (oecd-nea.org)
Programmes expérimentaux et projet PRINCESS (PRoject for IRSN Neutron physics and Criticality Experimental data for Supporting Safety)
Afin de disposer de nouvelles données expérimentales pour qualifier les codes de calculs et pour d’autres axes de recherches, le laboratoire conçoit et analyse des expériences sous-critiques, critiques ou en réacteur en collaboration avec les laboratoires nationaux américains dans le cadre du Nuclear Criticality Safety Program, JAEA (installation STACY au Japon), l’EPFL (Réacteur CROCUS en Suisse), ou la maquette critique LR0 du CVR (Centrum výzkumu Řež) en République Tchèque …
The princess project: from differential to integral experiments - IRSN - Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (hal.science)
Mesure neutronique
En lien avec les projets expérimentaux, le laboratoire a des activités autour de la mesure neutronique, en particulier à l’aide de tubes d’hélium ayant la capacité de déterminer la position des interactions en son sein. Dans ce cadre, il participe à des expériences de clustering à faible puissance et de mesures sous-critiques, et envisage des expériences pour l’étude de couplages entre différentes zones fissiles.
Développement d’outils de simulation et d’analyse
Le laboratoire développe ou codéveloppe les codes de calculs MORET et TRIPOLI 5, et un ensemble de logiciels pour évaluer le risque de criticité, nommé formulaire CRISTAL. Il développe également le code VESTA et son outil de post-traitement AURORA pour la simulation d’évolution du combustible sous irradiation, ainsi que le logiciel CRESUS pour l’analyse des biais et incertitudes en criticité.
CRISTAL (cristal-package.org)
The CRISTAL critically package: From 2.0 Towards 2.1 version (hal.science)
VESTA 2.1&AURORA1.0, Monte Carlo depletion interface code and AURORA 1.0.0, Depletion analysis tool (oecd-nea.org)
Simulation de la réaction en chaine et propagation des neutrons
La cinétique de la réaction en chaine et la propagation des neutrons loin de leur source (fluence cuve, accident de criticité) sont des axes de recherche importants, de même que les effets de clustering à faible puissance et de couplage entre différentes zones fissiles.
Vous croyez voir un plateau de jeu de société ? Vous êtes loin de la réalité. Vous observez le résultat d’une simulation numérique de la population de 80 millions de neutrons dans un assemblage combustible d’un réacteur nucléaire entreposé en piscine de désactivation. Parmi les 289 crayons constituant l’assemblage, 37 manquent. Chaque pixel de l’image est le résultat d’une statistique : le nombre et la vitesse des particules passées en ce point. Le bleu représente les neutrons modérés, c’est-à-dire ralentis par l’eau. Plus la nuance est claire, plus ils sont nombreux. Les neutrons non modérés sont en orangé. Les réactions de fission dans un combustible dépendent de multiples facteurs interdépendants dont la modération. Quand des assemblages avec des crayons manquants sont entreposés dans une piscine pour les refroidir, l’eau occupe l’espace libéré. Ceci augmente le risque de déclencher une réaction en chaîne incontrôlée – l’accident de criticité –, aux conséquences radiologiques très graves pour les travailleurs à proximité. Pour étudier ce risque, l’IRSN utilise des logiciels pouvant résoudre de manière stochastique l’équation régissant le comportement des neutrons. Les chercheurs du Laboratoire utilisent cette simulation pour mieux comprendre les mécanismes de ces chaînes de fission auto entretenues. L’objectif est de fournir aux experts en sûreté des outils performants et prédictifs lorsqu’ils analysent ce risque dans les dossiers des exploitants nucléaires.
Simulation des réacteurs
La simulation des cœurs de réacteur s’accompagne de nombreuses problématiques (distribution de puissance, couplage multiphysiques…) qui nécessite le développement de schéma et de méthodes de calculs dédiés. Pour cela le LN utilise différents codes de calculs déterministes (DRAGON, CASMO, SIMULATE, PARCS…) ou lorsque la configuration le permet (SMR…) des calculs Monte-Carlo.
Simulation du Cycle du combustible
La simulation de scénario de gestion du cycle du combustible a pour objectif d’alerter suffisamment en avance certains points d’attention particulier pour le bon fonctionnement de l’ensemble du cycle, réacteurs compris. Les calculs et études réalisés portent principalement sur des échéances de quelques dizaines d’années.
Propagation d’incertitudes
Dans de nombreuses problématiques le laboratoire travaille sur la propagation des biais et incertitudes. La source d’incertitude commune à toutes les thématiques est celle des données nucléaires, mais une multitude d’autres sources d’incertitudes existent en fonction de l’application. Leur prise en compte dans les études fait donc l’objet de nombreux travaux comme ceux réalisés dans le cadre du projet SANDA.
Equipements et logiciels
Plateforme SULTAN
La plateforme SULTAN rassemble les principaux codes de neutronique et criticité développés par le laboratoire comme MORET, VESTA… mais aussi le logiciel LATEC du formulaire CRISTAL, et PROMETHEE.
MORET
Code Monte-carlo permettant de réaliser des calculs multi-groupe ou à énergie continue. En plus des calculs par génération de neutron, la version 6 a la capacité de faire des calculs à source fixe.
MORET
TRIPOLI 5
Code Monte-Carlo co-éveloppé avec le CEA. Il a pour objectif de remplacer à moyen terme les logiciels MORET 6 (IRSN) et TRIPOLI 4 (CEA).
Domain Decomposition for Next-Generation Neutron Transport Code TRIPOLI-5 (irsn.fr)
VESTA
Le code VESTA permet de simuler la composition isotopique de matériaux sous irradiation (combustible dans un réacteur nucléaire, activation des structures...). La qualification est couverte par plus de 50 mesures isotopiques et plus de 50 mesures de puissance résiduelle.
VESTA 2.1&AURORA1.0, Monte Carlo depletion interface code and AURORA 1.0.0, Depletion analysis tool (oecd-nea.org)
PROMETHEE
PROMETHEE est un outil de gestion de plan de calcul, de lancement de ceux-ci sur une infrastructure distribuée et de post-traitement des résultats obtenus. Il intègre différents algorithmes (optimisation, inversion, sensibilités…) permettant d’orienter le choix des paramètres pour atteindre un objectif donné.
https://www.irsn.fr/recherche/lenvironnement-modelisation-promethee
LATEC
LATEC fait partie du formulaire CRISTAL largement utilisé par les criticiens de France. Il s’agit de l’interface permettant la modélisation et le lancement des calculs avec le schéma de calcul souhaité. Il possède des fonctionnalités de vérification, mais aussi de paramétrage du jeu de donnés et d’appel à des algorithmes d’optimisation.
Etudes support
Le laboratoire réalise des études supports pour l’expertise ou la R&D. Cela peut être la réalisation de calculs de neutronique pour évaluer certaines observables (activation, distribution de puissance, évaluation de points chauds…) ou la production de données comme des inventaires isotopiques en cœur ou assemblages irradiés ou des études de criticité.
Partenariats
Le laboratoire collabore avec de nombreux partenaires nationaux et internationaux :
- des instituts ou industriels français : CEA, CNRS, Orano, EDF,
- des laboratoires nationaux américains (LANL, LLNL, ORNL…) et plus globalement avec le NCSP (Nuclear Criticality Safety Program) du DOE (Department of Energy)
- des laboratoires européens : SCK (Belgique), EPFL (Suisse), CVR (République Tchèque)
Le LN participe activement à plusieurs groupes de travail de l’OCDE/NEA en particulier dans le cadre du WPNCS (Working Party on Nuclear Criticality Safety) et WPRS (Working Party on Scientific Issues and Uncertainty Analysis of Reactor Systems), et de leurs sous-groupes (ICSBEP, IRPHE, SIMBAD, SG10…).
Le laboratoire est donc un acteur important dans la communauté scientifique en neutronique et en criticité. Les chercheurs participent régulièrement aux conférences internationales reconnues (ICNC, PHYSOR, M&C, ND…). Le laboratoire a également organisé la conférence ICNC 2019 (International conference on Nuclear Criticality) à Paris.
Au sein de l’institut le LN collabore avec différents laboratoire ou service dont en particulier :
- le Laboratoire de dosimétrie des rayonnements ionisants (LDRI) sur les problématiques de dosimétrie,
- le Bureau de Statistique et d’Exploitation des Cœurs (BSEC) et Laboratoire de Statistique et des Méthodes Avancées (LSMA) du Service de Maîtrise des Incidents et Accidents - SEMIA sur les couplages neutronique – thermohydrolique et le vieillissement des matériaux irradiés
- le Bureau d’études des accidents majeurs (BEAM) sur les accidents majeurs en réacteur
- le Bureau des situations d’urgence des installations nucléaires et des transports (BSNT) du service des situations d'urgence et d'organisation de crise (SESUC) sur la gestion de crise
- le Service de Sûreté des Transports et des installations du cycle du Combustible – SSTC sur la simulation du cycle du combustible
Equipe de recherche
Chef de laboratoire
- Julien Taforeau (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, ORCID : 0009-0008-0893-5448, IdHAL : taforeau-jul)
Chercheurs
- Franck Bernard (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, criticité, couplage multiphysique, ORCID : 0009-0007-0642-6140, IdHAL : franck-bernard)
- Mariya Brovchenko (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, criticité, fluence cuve, design et analyse d’expériences critiques, ORCID : 0009-0007-8916-2557)
- Jean-Baptiste Clavel (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, criticité, cycle du combustible, calcul d’évolution, design et analyse d’expériences sous-critiques et critiques, ORCID : 0009-0007-0995-4205, Idhal : jean-baptiste-clavel)
- Benjamin Dechenaux (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, criticité, calcul d’évolution, développement, ORCID : 0000-0001-7936-2765, IdHAL : benjamin-dechenaux)
- Kévin Fröhlicher (docteur en physique nucléaire, spécialités : criticité, cinétique, développement, ORCID : 0000-0002-5830-6622, Idhal : kevin-frohlicher)
- Raphaëlle Ichou (docteur en physique nucléaire, spécialités : Données nucléaire, calcul d’évolution, qualification des codes)
- Vaibhav Jaiswal (docteur en physique nucléaire, spécialités : Données nucléaire, développement, ORCID : 0000-0001-6367-8458)
- Thibault Le Meute (docteur en physique nucléaire, spécialités : réacteur à sels fondus, Science des données, ORCID : 0000-0001-9060-3208)
- Fausto Malvagi (docteur en physique nucléaire, spécialités : développement, neutronique, criticité…, ORCID : 0000-0002-1272-3711, IdHAL : fausto-malvagi)
- Arthur Péron (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique et criticité, développement)
- Vivian Salino (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, IdHAL : vivian-salino)
- Romain Vuiart (docteur en physique nucléaire, spécialités : neutronique, criticité, fluence cuve, qualification, ORCID : 0000-0002-3032-348X, IdHAL : romain-vuiart)
Ingénieur de recherche
- Jeremy Bez (radioprotection, criticité, design et analyse d’expérience, ORCID : 0000-0002-3686-4447, IdHAL : jeremy-bez)
- Sébastien Bonthoux (neutronique, calculs d’évolution)
- Grégory Millasseau (développement, criticité)
- Wilfried Monange (neutronique, criticité, développement, ORCID : 0009-0002-2449-3404, IdHAL : wilfried-monange)
Doctorant
- Cecilia Montecchio (spécialité : Bruit neutronique, co-encadrement EPFL et CEA)
- Juan Monleon (spécialité : fluence cuve)
- Sole Pierre (spécialité : données nucléaire, co-encadrement CEA)