Traitement et propagation des incertitudes des données nucléaires

Le transport des rayonnements constitue un outil essentiel pour la modélisation et la prévision du comportement des systèmes nucléaires. Ces calculs, réalisés par des codes Monte Carlo tels que MORET ou TRIPOLI, sont au cœur de la conception et de la sûreté des réacteurs. Leur fiabilité dépend toutefois de la qualité des données nucléaires utilisées et de la manière dont leurs incertitudes épistémiques se propagent jusqu'aux résultats.Cette thèse vise à quantifier et maîtriser l'impact de ces incertitudes, issues de notre connaissance limitée des sections efficaces, paramètres de résonance ou distributions angulaires, sur les simulations de criticité et l'évaluation des marges de sûreté. Elle décrit le cycle complet des données nucléaires et met en évidence les étapes de traitement où les données d'incertitude peuvent être altérées.Une méthodologie d'échantillonnage est développée pour propager directement les incertitudes des données vers les observables physiques et évaluer leurs effets réels.Comparée aux approches analytiques et aux outils de référence américains, elle démontre une cohérence équivalente tout en permettant désormais une chaîne complète de traitement et de propagation indépendante.Enfin, une analyse critique des données actuelles, notamment aux basses énergies et dans les régions de résonances non résolues, identifie les domaines où de nouvelles mesures ou évaluations seraient les plus nécessaires.Dans l’ensemble, ce travail contribue à une évaluation plus transparente et plus robuste des marges de sûreté en criticité.