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Université de Grenoble

1. Krivtchik, Guillaume. Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes.

Degree: Docteur es, Mécanique des fluides, énergétique, procédés, 2014, Université de Grenoble

Les études des scénarios électronucléaires modélisent le fonctionnement d’un parcnucléaire sur une période de temps donnée. Elles permettent la comparaison de différentesoptions d’évolution du parc nucléaire et de gestion des matières du cycle, depuis l’extraction duminerai jusqu’au stockage ultime des déchets, en se basant sur des critères tels que les puis-sances installées par filière, les inventaires et les flux, en cycle et aux déchets. Les incertitudessur les données nucléaires et les hypothèses de scénarios (caractéristiques des combustibles, desréacteurs et des usines) se propagent le long des chaînes isotopiques lors des calculs d’évolutionet au cours de l’historique du scénario, limitant la précision des résultats obtenus. L’objetdu présent travail est de développer, implémenter et utiliser une méthodologie stochastiquede propagation d’incertitudes dans les études de scénario. La méthode retenue repose sur ledéveloppement de métamodèles de calculs d’irradiation, permettant de diminuer le temps decalcul des études de scénarios et de prendre en compte des perturbations des paramètres ducalcul, et la fabrication de modèles d’équivalence permettant de tenir compte des perturbationsdes sections efficaces lors du calcul de teneur du combustible neuf. La méthodologie de calculde propagation d’incertitudes est ensuite appliquée à différents scénarios électronucléairesd’intérêt, considérant différentes options d’évolution du parc REP français avec le déploiementde RNR.

Nuclear scenario studies model nuclear fleet over a given period. They enablethe comparison of different options for the reactor fleet evolution, and the management ofthe future fuel cycle materials, from mining to disposal, based on criteria such as installedcapacity per reactor technology, mass inventories and flows, in the fuel cycle and in the waste.Uncertainties associated with nuclear data and scenario parameters (fuel, reactors and facilitiescharacteristics) propagate along the isotopic chains in depletion calculations, and throughoutthe scenario history, which reduces the precision of the results. The aim of this work isto develop, implement and use a stochastic uncertainty propagation methodology adaptedto scenario studies. The method chosen is based on development of depletion computationsurrogate models, which reduce the scenario studies computation time, and whose parametersinclude perturbations of the depletion model; and fabrication of equivalence model which takeinto account cross-sections perturbations for computation of fresh fuel enrichment. Then theuncertainty propagation methodology is applied to different scenarios of interest, consideringdifferent options of evolution for the French PWR fleet with SFR deployment.

Advisors/Committee Members: Blaise, Patrick (thesis director).

Subjects/Keywords: Cycle du combustible; Modèle d’équivalence; Irradiation; Refroidissement; Métamodèle; Propagation d’incertitudes; Données nucléaires; Nuclear fuel cycle; Equivalence model; Depletion; Cooling; Surrogate model; Uncertainty propagation; Nuclear data; 620

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APA · Chicago · MLA · Vancouver · CSE | Export to Zotero / EndNote / Reference Manager

APA (6th Edition):

Krivtchik, G. (2014). Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes. (Doctoral Dissertation). Université de Grenoble. Retrieved from http://www.theses.fr/2014GRENI050

Chicago Manual of Style (16th Edition):

Krivtchik, Guillaume. “Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes.” 2014. Doctoral Dissertation, Université de Grenoble. Accessed February 17, 2019. http://www.theses.fr/2014GRENI050.

MLA Handbook (7th Edition):

Krivtchik, Guillaume. “Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes.” 2014. Web. 17 Feb 2019.

Vancouver:

Krivtchik G. Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes. [Internet] [Doctoral dissertation]. Université de Grenoble; 2014. [cited 2019 Feb 17]. Available from: http://www.theses.fr/2014GRENI050.

Council of Science Editors:

Krivtchik G. Analysis of uncertainty propagation in nuclear fuel cycle scenarios : Le cycle du combustible nucléaire et la prise en compte des incertitudes. [Doctoral Dissertation]. Université de Grenoble; 2014. Available from: http://www.theses.fr/2014GRENI050


Université de Grenoble

2. Fabbris, Olivier. Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept.

Degree: Docteur es, Mécanique des fluides, énergétique, procédés, 2014, Université de Grenoble

La conception du coeur d’un réacteur nucléaire est fortement multidisciplinaire (neutronique, thermo-hydraulique, thermomécanique du combustible, physique du cycle, etc.). Le problème est aussi de type multi-objectif (plusieurs performances) à grand nombre de dimensions (plusieurs dizaines de paramètres de conception).Les codes de calculs déterministes utilisés traditionnellement pour la caractérisation des coeurs demandant d’importantes ressources informatiques, l’approche de conception classique rend difficile l’exploration et l’optimisation de nouveaux concepts innovants. Afin de pallier ces difficultés, une nouvelle méthodologie a été développée lors de ces travaux de thèse. Ces travaux sont basés sur la mise en oeuvre et la validation de schémas de calculs neutronique et thermo-hydraulique pour disposer d’un outil de caractérisation d’un coeur de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium tant du point de vue des performances neutroniques que de son comportement en transitoires accidentels.La méthodologie mise en oeuvre s’appuie sur la construction de modèles de substitution (ou métamodèles) aptes à remplacer la chaîne de calcul neutronique et thermo-hydraulique. Des méthodes mathématiques avancées pour la planification d’expériences, la construction et la validation des métamodèles permettent de remplacer cette chaîne de calcul par des modèles de régression au pouvoir de prédiction élevé.La méthode est appliquée à un concept innovant de coeur à Faible coefficient de Vidange sur un très large domaine d’étude, et à son comportement lors de transitoires thermo-hydrauliques non protégés pouvant amener à des situations incidentelles, voire accidentelles. Des analyses globales de sensibilité permettent d’identifier les paramètres de conception influents sur la conception du coeur et son comportement en transitoire. Des optimisations multicritères conduisent à des nouvelles configurations dont les performances sont parfois significativement améliorées. La validation des résultats produits au cours de ces travaux de thèse démontre la pertinence de la méthode au stade de la préconception d’un coeur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium.

Nuclear reactor core design is a highly multidisciplinary task where neutronics, thermal-hydraulics, fuel thermo-mechanics and fuel cycle are involved. The problem is moreover multi-objective (several performances) and highly dimensional (several tens of design parameters).As the reference deterministic calculation codes for core characterization require important computing resources, the classical design method is not well suited to investigate and optimize new innovative core concepts. To cope with these difficulties, a new methodology has been developed in this thesis. Our work is based on the development and validation of simplified neutronics and thermal-hydraulics calculation schemes allowing the full characterization of Sodium-cooled Fast Reactor core regarding both neutronics performances and behavior during thermal hydraulic dimensioning transients.The…

Advisors/Committee Members: Blaise, Patrick (thesis director), Dardour, Saied (thesis director).

Subjects/Keywords: Optimisation; Multicritère; Multi-physique; RNR-Na; CFV; Coeur de réacteur; Préconception; Neutronique; Thermo-hydraulique; ASTRID; Optimization; Multi-objective; Multi-disciplinary; SFR; CFV; Reactor core; Predesign; Neutronics; Thermal-hydraulics; ASTRID; 620

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APA · Chicago · MLA · Vancouver · CSE | Export to Zotero / EndNote / Reference Manager

APA (6th Edition):

Fabbris, O. (2014). Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept. (Doctoral Dissertation). Université de Grenoble. Retrieved from http://www.theses.fr/2014GRENI055

Chicago Manual of Style (16th Edition):

Fabbris, Olivier. “Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept.” 2014. Doctoral Dissertation, Université de Grenoble. Accessed February 17, 2019. http://www.theses.fr/2014GRENI055.

MLA Handbook (7th Edition):

Fabbris, Olivier. “Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept.” 2014. Web. 17 Feb 2019.

Vancouver:

Fabbris O. Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept. [Internet] [Doctoral dissertation]. Université de Grenoble; 2014. [cited 2019 Feb 17]. Available from: http://www.theses.fr/2014GRENI055.

Council of Science Editors:

Fabbris O. Optimisation multi-physique et multi-critère des coeurs de RNR-Na : application au concept CFV : Multi-objective and multi-physics optimization methodology for SFR core : application to CFV concept. [Doctoral Dissertation]. Université de Grenoble; 2014. Available from: http://www.theses.fr/2014GRENI055

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