Improved models for predicting irradiation damage with uncertainty estimates from nuclear reactions
Maîtrise des biais et incertitudes des sections efficaces et de la modélisation de la cinématique associées aux réactions nucléaires conduisant aux dommages dans les matériaux sous irradiation
Résumé
Because the irradiation damage is a major challenge of nuclear materials, it is of upmost importance to accurately calculate it with reliable uncertainty estimates. The main objective of this thesis is to develop and improve the methodologies for computing the neutron irradiation-induced displacement damages as well as their uncertainties. After a brief review on nuclear reaction models and primary radiation damage models, we propose a complete methodology for calculating damage cross sections from different nuclear reactions and the subsequent calculation of Displacement per Atom (DPA) rates.The recoil energies from neutron-induced reactions are summarized with an estimation of the relativistic effect and the target thermal vibration. Particularly, a new method for computing the recoil energy from charged particle emission reactions is proposed by considering both the quantum tunneling and the Coulomb barrier. Some methods are developed to improve and verify numerical calculations. Damage cross section calculations from neutron radiative capture reaction and N-body reactions are also thoroughly analyzed and discussed. In addition to the neutron irradiation-induced displacement damage, the electron, positron, photon-induced DPA cross sections, as well as the beta decay and Fission Products (FPs)-induced damage are also investigated. Orders of magnitude of their relative contributions are given.For the neutron irradiation-induced DPA rate calculation, attention should be paid when using infinite dilution cross sections. E.g., in the ASTRID inner core, the self-shielding correction on ECCO 33-group damage cross sections leads to a 10% reduction of DPA rate, whereas the multigroup correction is still not automatically treated for DPA rate calculation in neutronic codes nor for computing Primary Knock-on Atom (PKA) spectrum. Based on the presently proposed method for computing the FPs-induced DPA by atomistic simulations, the peak value of the FPs-induced DPA rate can be 4 to 5 times larger than the neutron-induced one in the cladding of the ASTRID inner core, even though the penetration of FPs in the Fe-14Cr cladding is less than 10 µm. Therefore, the question of whether the FPs-induced damage should be considered for determining fuel assembly lifetime in fast reactors needs to be discussed.In the reactor vessel of a simplified pressurized water reactor, the covariance matrices of 235U prompt fission neutron spectrum from ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0 respectively lead to 11% and 7% relative uncertainty of DPA rate. Neglecting the correlations of the neutron flux and PKA spectrum results in an underestimation by a factor of 21. The total uncertainties of damage energy rate are respectively 12% and 9%, whereas an underestimation by a factor of 3 is found if the correlations of damage cross section and neutron flux are not considered.
Étant donné que les dommages causés par l'irradiation constituent un défi majeur pour les matériaux nucléaires, il est nécessaire de calculer précisément ces dommages conjointement avec l’estimation de ses incertitudes. L'objectif principal de cette thèse est de développer et d'améliorer les méthodologies pour calculer les dommages induits par l'irradiation neutronique ainsi que de proposer une méthodologie pour l’estimation de l'incertitude. Après une brève revue des modèles de réactions nucléaires et des modèles de dommages d’irradiation primaires, on propose des méthodes complètes pour calculer la section efficace des dommages à partir de différentes réactions nucléaires pour calculer du taux de Déplacement par Atome (DPA).Une interpolation améliorée est proposée pour produire la valeur de crête de la distribution d'énergie-angulaire à partir de données tabulées. Les énergies de recul des réactions induites par les neutrons sont résumées avec une estimation de l'effet relativiste et de la vibration thermique de la cible. En particulier, une nouvelle méthode de calcul de l'énergie de recul des réactions d'émission de particules chargées est proposée en considérant l’effet tunnel et la barrière Coulombienne. Certaines méthodes sont développées pour améliorer et vérifier les calculs numériques. Les calculs de la section de dommage provenant de la réaction de la capture et des réactions d’émission de N-corps sont également analysés et discutés en profondeur. En plus des dommages induits par l'irradiation neutronique, les sections DPA induites par les électrons, les positons et les photons et les dommages induits par la désintégration bêta sont également étudiées.Pour le calcul du taux de DPA induit par l'irradiation neutronique, il convient de faire attention lors de l'utilisation de sections à dilution infinie. Par exemple, dans le cœur interne d’ASTRID, la correction d'autoprotection sur la section DPA de ECCO 33-groupe conduit à une réduction de 10% du taux de DPA, tandis que cette correction multi-groupe n'est pas toujours automatiquement traitée pour le calcul de DPA dans les codes neutroniques ni pour le calcul du spectre Primary Knock-on Atom (PKA). En plus des dommages par les neutrons, une méthode générale est proposée pour calculer les dommages de déplacement induits par les Produits de Fission (PFs) avec des simulations de collisions atomistiques. Elle montre que la valeur de crête du taux de DPA induit par les PFs peut être 4 à 5 fois supérieure à celle induite par les neutrons dans la gaine du cœur interne d’ASTRID, même si la pénétration des PFs dans la gaine Fe-14Cr est inférieure à 10 µm. Par conséquent, la question si les dommages induits par les PFs doivent être pris en compte pour déterminer la durée de vie des assemblages combustibles dans les réacteurs rapides doit être discutée.Dans la cuve d'un réacteur à eau pressurisée, les matrices de covariance du spectre de neutrons prompts de fission de 235U venant de ENDF/B-VII.1 et JENDL-4.0 conduisent respectivement à une incertitude de 11% et 7% du taux de DPA. Négliger les corrélations du flux de neutrons et du spectre PKA entraîne une large sous-estimation d’un facteur de 21. Les incertitudes totales du taux de dommages sont respectivement de 12% et 9%, tandis que les nulles valeurs des corrélations de la section efficace de dommage et du flux de neutron conduisent à une réduction de l'incertitude par un facteur de 3.
Origine : Version validée par le jury (STAR)