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. / For several years, Monte Carlo burnup/depletion codes have appeared, which couple Monte Carlo codes to simulate the neutron transport to deterministic methods, which handle the medium depletion due to the neutron flux. Solving Boltzmann and Bateman equations in such a way allows to track fine 3-dimensional effects and to get rid of multi-group hypotheses done by deterministic solvers. The counterpart is the prohibitive calculation time due to the Monte Carlo solver called at each time step.In this document we present an original methodology to avoid the repetitive and time-expensive Monte Carlo simulations, and to replace them by perturbation calculations: indeed the different burnup steps may be seen as perturbations of the isotopic concentration of an initial Monte Carlo simulation. In a first time we will present this method, and provide details on the perturbative technique used, namely the correlated sampling. In a second time we develop a theoretical model to study the features of the correlated sampling method to understand its effects on depletion calculations. In a third time the implementation of this method in the TRIPOLI-4® code will be discussed, as well as the precise calculation scheme a meme to bring important speed-up of the depletion calculation. We will begin to validate and optimize the perturbed depletion scheme with the calculation of a REP-like fuel cell depletion. Then this technique will be used to calculate the depletion of a REP-like assembly, studied at beginning of its cycle. After having validated the method with a reference calculation we will show that it can speed-up by nearly an order of magnitude standard Monte-Carlo depletion codes.

L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entrée (e.g. données nucléaires, tolérances de fabrications, etc.) aux résultats finaux calculés par les codes (e.g. keff, taux de réaction, etc.). Pour propager les incertitudes, il est de coutume de faire l'hypothèse de petites variations autour d'une référence et de calculer, dans un premier temps, des profils de sensibilités. Or, les codes Monte-Carlo, qui se sont imposés comme des références de calcul, ne possèdent pas -- ou n'ont intégré que très récemment -- un moyen direct de calculer des sensibilités et donc de réaliser un calcul précis d'incertitudes. Les approches déterministes, elles, permettent le calcul de ces sensibilités mais introduisent parfois de très fortes hypothèses, notamment sur la géométrie.Le premier objectif de se travail de thèse est d'introduire dans le code Monte Carlo du CEA de transport des neutrons, TRIPOLI-4, des méthodes à même de calculer des profils de sensibilités du keff aux données nucléaires ou à toute autre perturbation. Pour cela, il a d'abord été nécessaire de mettre en place le calcul du flux adjoint d'un milieu critique. Pour la première fois, et grâce aux développements informatiques de ce travail, il a été possible de calculer dans un cas réel, concret, et applicatif, des spectres de flux adjoints en un point quelconque d'un réacteur. Ceci a été réalisé à l'aide de la probabilité itérée de fission (Iterated Fission Probability ou IFP) qui assimile le flux adjoint à l'importance d'un neutron dans un réacteur exactement critique. Ce calcul de flux adjoint a, par la suite, ouvert la porte au premier développement d'une méthode de calcul de « perturbations exacte » en Monte Carlo, théorie qui permet de s'affranchir des hypothèses de petites variations, et qui ouvre la porte à certaines applications jusqu'alors difficiles à analyser.Au delà de l'analyse poussée de la méthode IFP et de son application au calcul de flux adjoint, cette thèse propose également, d'obtenir dans le code TRIPOLI-4, les paramètres cinétiques d'un réacteur pondérés par le flux adjoint ou bien des aires de migration. A cette fin, l'implémentation reprend et améliore un algorithme déjà développé par la communauté scientifique pour estimer des perturbations au premier ordre. / A key issue in nowadays Reactor Physics is to propagate input data uncertainties (e.g. nuclear data, manufacturing tolerances, etc.) to nuclear codes final results (e.g. keff, reaction rate, etc.). In order to propagate uncertainties, one typically assumes small variations around a reference and evaluates at first sensitivity profiles. Problem is that nuclear Monte Carlo codes are not -- or were not until very recently -- able to straightforwardly process such sensitivity profiles, even thought they are considered as reference codes.First goal of this PhD thesis is to implement a method to calculate keff-sensitivity profiles to nuclear data or any perturbations in TRIPOLI-4, the CEA Monte Carlo neutrons transport code. To achieve such a goal, a method has first been developed to calculate the adjoint flux using the Iterated Fission Probability (IFP) principle that states that the adjoint flux at a given phase space point is proportional to the neutron importance in a just critical core after several power iterations. Thanks to our developments, it has been made possible, for the fist time, to calculate the continuous adjoint flux for an actual and complete reactor core configuration. From that new feature, we have elaborated a new method able to forwardly apply the exact perturbation theory in Monte Carlo codes. Exact perturbation theory does not rely on small variations which makes possible to calculate very complex experiments.Finally and after a deep analysis of the IFP method, this PhD thesis also reproduces and improves an already used method to calculate adjoint weighted kinetic parameters as well as reference migrations areas.

L’algorithme Adaptive Multilevel Splitting (AMS) a récemment fait son apparition dans la littérature de mathématiques appliquées, en tant que méthode de réduction de variance pour la simulation Monte Carlo de chaı̂nes de Markov. Ce travail de thèse se propose d’implémenter cette méthode de réduction de variance adaptative dans le code Monte-Carlo de transport de particules TRIPOLI-4,dédié entre autres aux études de radioprotection et d’instrumentation nucléaire. Caractérisées par de fortes atténuations des rayonnements dans la matière, ces études entrent dans la problématique du traitement d’évènements rares. Outre son implémentation inédite dans ce domaine d’application, deux nouvelles fonctionnalités ont été développées pour l’AMS, testées puis validées. La première est une procédure d’encaissement au vol permettant d’optimiser plusieurs scores en une seule simulation AMS. La seconde est une extension de l’AMS aux processus branchants, courants dans les simulations de radioprotection, par exemple lors du transport couplé de neutrons et des photons induits par ces derniers. L’efficacité et la robustesse de l’AMS dans ce nouveau cadre applicatif ont été démontrées dans des configurations physiquement très sévères (atténuations du flux de particules de plus de 10 ordres de grandeur), mettant ainsi en évidence les avantages prometteurs de l’AMS par rapport aux méthodes de réduction de variance existantes. / The Adaptive Multilevel Splitting algorithm (AMS) has recently been introduced to the field of applied mathematics as a variance reduction scheme for Monte Carlo Markov chains simulation. This Ph.D. work intends to implement this adaptative variance reduction method in the particle transport Monte Carlo code TRIPOLI-4, dedicated among others to radiation shielding and nuclear instrumentation studies. Those studies are characterized by strong radiation attenuation in matter, so that they fall within the scope of rare events analysis. In addition to its unprecedented implementation in the field of particle transport, two new features were developed for the AMS. The first is an on-the-fly scoring procedure, designed to optimize the estimation of multiple scores in a single AMS simulation. The second is an extension of the AMS to branching processes, which are common in radiation shielding simulations. For example, in coupled neutron-photon simulations, the neutrons have to be transported alongside the photons they produce. The efficiency and robustness of AMS in this new framework have been demonstrated in physically challenging configurations (particle flux attenuations larger than 10 orders of magnitude), which highlights the promising advantages of the AMS algorithm over existing variance reduction techniques.

Les simulations Monte Carlo de transport de particules sont un outil incontournable pour l'étude de problèmes de radioprotection. Leur utilisation implique l'échantillonnage d'événements rares grâce à des méthode de réduction de variance qui reposent sur l'estimation de la contribution d'une particule au détecteur. On construit cette estimation sous forme d'une carte d'importance.L’objet de cette étude est de proposer une stratégie qui permette de générer de manière adaptative des cartes d'importance durant la simulation Monte Carlo elle-même. Le travail a été réalisé dans le code de transport des particules TRIPOLI-4®, développé à la Direction de l’énergie nucléaire du CEA (Salay, France).Le cœur du travail a consisté à estimer le flux adjoint à partir des trajectoires simulées avec l'Adaptive Multilevel Splitting, une méthode de réduction de variance robuste. Ce développement a été validé à l'aide de l'intégration d'un module déterministe dans TRIPOLI-4®.Trois stratégies sont proposés pour la réutilisation de ce score en tant que carte d'importance dans la simulation Monte Carlo. Deux d'entre elles proposent d'estimer la convergence du score adjoint lors de phases d'exploitation.Ce travail conclut sur le lissage du score adjoint avec des méthodes d'apprentissage automatique, en se concentrant plus particulièrement sur les estimateurs de densité à noyaux. / Monte Carlo methods are a reference asset for the study of radiation transport in shielding problems. Their use naturally implies the sampling of rare events and needs to be tackled with variance reduction methods. These methods require the definition of an importance function/map. The aim of this study is to propose an adaptivestrategy for the generation of such importance maps during the Montne Carlo simulation. The work was performed within TRIPOLI-4®, a Monte Carlo transport code developped at the nuclear energy division of CEA in Saclay, France. The core of this PhD thesis is the implementation of a forward-weighted adjoint score that relies on the trajectories sampled with Adaptive Multilevel Splitting, a robust variance reduction method. It was validated with the integration of a deterministic module in TRIPOLI-4®. Three strategies were proposed for the reintegrationof this score as an importance map and accelerations were observed. Two of these strategies assess the convergence of the adjoint score during exploitation phases by evalutating the figure of merit yielded by the use of the current adjoint score. Finally, the smoothing of the importance map with machine learning algorithms concludes this work with a special focus on Kernel Density Estimators.

Les programmes d’irradiations technologiques menés dans les réacteurs expérimentaux sont d’une importance cruciale pour le soutien du parc électronucléaire actuel en termes d’étude et d’anticipation du comportement sous irradiation des combustibles et des matériaux de structures. Ces programmes permettent d’améliorer la sûreté des réacteurs actuels et également d’étudier les matériaux pour les nouveaux concepts de réacteurs.Les conditions d’irradiations des matériaux dans les réacteurs expérimentaux doivent être représentatives de celles des réacteurs de puissance. Un des principaux intérêts des réacteurs d'irradiations technologiques (Material Testing Reactors, MTRs) est de pouvoir y mener des irradiations instrumentées en ajustant les paramètres expérimentaux, en particulier le flux neutronique et la température. La maîtrise du paramètre température d’un dispositif irradié dans un réacteur expérimental nécessite la connaissance de l'échauffement nucléaire (terme source) dû au dépôt d'énergie des photons et des neutrons interagissant dans le dispositif. La bonne évaluation de cet échauffement est une donnée clé pour les études thermiques de dimensionnement et de sûreté du dispositif.L'objectif de cette thèse est d'améliorer les méthodes d’évaluation de l'échauffement nucléaire en réacteur. Ce travail consiste en l’élaboration d'un schéma de calcul complet innovant, couplé neutron-photon (permettant d’obtenir la contribution des neutrons, des gamma prompts et des gamma de décroissance), fondé principalement sur le code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4 (à 3-dimensions et à énergie continue). Une validation expérimentale du schéma a été effectuée en s’appuyant sur les mesures de calorimétrie réalisées dans le réacteur OSIRIS (CEA Saclay). Des études de sensibilité ont également été menées pour établir l’impact de différents paramètres sur les calculs d’échauffement nucléaire, dont les données nucléaires. Cela a permis de définir le schéma de calcul définitif pour reproduire au plus près la réalité des irradiations technologiques. Le travail de thèse débouche sur un outil opérationnel et prédictif pour l'estimation de l'échauffement nucléaire répondant aux besoins de l’expérimentation en réacteur de recherche et qui peut être étendu plus largement dans des réacteurs de puissance. / Technological irradiation programs carried out in experimental reactors are crucial for the support of the current nuclear fleet in terms of study and anticipation of the behavior under irradiation of fuels and structural materials. These programs make it possible to improve the safety of the current reactors and also to study materials for the new concepts of reactors.Irradiation conditions of materials in experimental reactors must be representative of those of nuclear power plants (NPPs). One of the main advantages of material testing reactors (MTRs) is to be able to carry out instrumented irradiations by adjusting experimental parameters, in particular the neutron flux and the temperature. The control of the parameter temperature of a device irradiated in an experimental reactor requires the knowledge of the nuclear heating (source term) due to the deposition of energy of the photons and the neutrons interacting in the device. A relevant evaluation of this heating is a key data for the thermal studies of design and safety of devices. The objective of this thesis is to improve the methods of the evaluation of nuclear heating in reactors. This work consists of the development of an innovating and complete coupled neutron-photon calculation scheme (allowing to obtain the contribution of neutrons, prompt gamma and decay gamma), mainly based on the TRIPOLI-4 Monte Carlo transport code (with 3-dimensions and continuous energy). An experimental validation of the calculation scheme has been performed, based on calorimetry measurements carried out in the OSIRIS reactor (CEA Saclay). Sensitivity studies have been undertaken to establish the impact of various parameters on nuclear heating calculations (in particular nuclear data) and to fix the final calculation scheme to be closer to the technological irradiation aspects. The thesis work leads to an operational and predictive tool for the nuclear heating estimation, meeting the experimentation needs of research reactors and can be extended more generally to NPPs.

Le Réacteur Jules Horowitz (RJH) est un réacteur d’irradiation technologique actuellement en construction au CEA Cadarache. Ce réacteur permettra de réaliser les études scientifiques sur le comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation.Pour répondre aux enjeux du RJH, il est nécessaire de valider les outils de calcul des échauffements photoniques (les codes de calcul et la librairie européenne JEFF3.1.1 de données nucléaires) pour le cas spécifique du RJH. Cette problématique est traitée en 3 volets dans cette thèse.Le 1er volet a consisté à quantifier le biais de calcul dû aux données nucléaires de la librairie européenne JEFF3.1.1 pour les calculs d’échauffements photoniques dans le RJH. Ce travail repose sur l’interprétation, avec le code TRIPOLI-4, de mesures d’échauffements réalisées dans la maquette critique EOLE du CEA Cadarache.Le 2ème volet a consisté à obtenir des éléments sur les biais de calcul des échauffements photoniques dus aux méthodes de calcul elles-mêmes. La comparaison calcul / calcul entre différents codes Monte Carlo met en évidence l’importance du transport des particules chargées pour les calculs d’échauffements.Le 3ème volet de ce travail a consisté à fournir des points de comparaison calcul / mesure pour des mesures d’échauffements réalisées dans le réacteur OSIRIS avec une première version du dispositif CARMEN. Le dispositif CARMEN est un projet de dispositif de mesure multi-détecteur innovant pour le RJH. En conclusion, cette thèse a apporté des éléments de validation des calculs d’échauffements photoniques pour le RJH. Ces éléments ont d’ores et déjà été capitalisés pour les études de sûreté du RJH. / The Jules Horowitz Reactor (JHR) is the next MTR under construction at CEA Cadarache research center. The JHR will be a major research infrastructure for the test of structural material and fuel behavior under irradiation.To be up to the challenges set by the JHR, It is necessary to validate photon-heating calculation tools (calculation codes and the European nuclear-data JEFF3.1.1 library) for specific use in the JHR. This topic is handled with a three-prong work plan. The first part consisted in quantifying the calculation bias due to the JEFF3.1.1 nuclear-data library on JHR photon-heating calculations. This work relies on the interpretation, with the TRIPOLI-4 code, of heating measurements carried out in the EOLE critical mock-up at CEA Cadarache.The second part of this work is dedicated to the determination of photon-heating calculation biases linked to the approximations of calculation schemes. The calculation / calculation comparison between different Monte Carlo codes highlights the importance of charged-particle transport for heating calculations.The third part of this work consisted in providing calculation / measurement comparisons for heating measurements carried out in the OSIRIS reactor with a prototype of the CARMEN device. The CARMEN device aims at measuring neutron flux, photon flux and nuclear heating simultaneously in the different experimental locations of JHR. In conclusion, this work brings forth validation elements for JHR photon-heating calculations. These elements are already taken into account for the estimation of biases and uncertainties associated with photon-heating calculations for JHR performance and safety studies.

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.