“reuss” — 2007/1/9 — 17:32 — page 139 — #153
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Le témoignage d’un acteur de cette histoire
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problèmes et leurs propres contraintes
2 , n’ont pas contribué à simplifier les choses, compliquant géométriquement les structures, ruinant par des irrégularités l’ordonnance d’un
réseau régulier comme un jardin à la française. Hélas, les exigences industrielles ne font
pas nécessairement bon ménage avec l’esthétique d’une théorie.
On doit admettre qu’en ces temps de défrichement, malgré quelques publications
anglo-saxonnes de grande valeur, on ne connaissait en France, somme toute, que bien
peu de choses sur les méthodes de calcul d’un réacteur. D’autre part les moyens de calcul
numérique étaient chez nous extrêmement sommaires. Contrairement aux États-Unis, qui
ont possédé assez tôt des calculateurs électroniques, les outils dont disposait le SPM
n’étaient que de simples calculatrices mécaniques, ce qui bridait considérablement les
ambitions du théoricien, tant pour le volume du calcul que pour sa rapidité. Ces calculs
numériques n’étaient d’ailleurs pas effectués par le théoricien lui-même, qui se contentait
de la règle à calcul pour de simples estimations, mais par un bureau de calcul, intégré au
SPM, utilisant des machines mécaniques élaborées pour l’époque, et qui rendait au théoricien des services indispensables. Un calcul numérique pouvait prendre plusieurs jours.
Il arrivait parfois, pour des calculs exceptionnels, que le bureau de calcul tout entier fût
réquisitionné pour une bonne semaine
3 .
Partant de bien peu de chose, la neutronique était alors une science à inventer. Les
problèmes se ramassaient à la pelle. L’équation de base de la neutronique étant, comme
nous l’avons vu, l’équation de Boltzmann, que nous appellerons désormais équation du
transport des neutrons, il était normal que les premières recherches portassent sur la résolution de cette équation dans des géométries simples. Les méthodes numériques étant bien
peu utilisables avec les moyens de calcul disponibles, force fut donc de faire appel, au début, à des méthodes purement analytiques. Or, quelques décennies auparavant, les astrophysiciens avaient mis à profit ces méthodes pour l’étude de la propagation des photons,
qui obéit à la même équation que celle des neutrons. Les neutroniciens reprirent donc
la même voie analytique. Un travail considérable fut réalisé dans ce domaine pendant la
guerre et l’immédiat après-guerre par l’équipe canadienne de Montréal. Ces travaux furent
rendus publics vers 1946-47 sous forme de rapports référencés M-T (Montreal-Theory)
4 .
Mais les problèmes résolus de cette manière élégante étaient canoniques et très stylisés.
Ces études eurent néanmoins le très grand mérite de fournir des paramètres fondamentaux
qui s’avérèrent extrêmement utiles par la suite.
2 C’est ainsi que G1, le premier réacteur de la filière UNGG, construit à Marcoule, et le seul refroidi à l’air,
comportait en son plan médian une fente vide de 8 cm, dont le but était de diminuer la perte de charge dans
les canaux de refroidissement. Cette situation posait un problème neutronique. La théorie de la diffusion, dont
nous parlerons plus loin, étant absolument inutilisable dans un tel problème, il fallut recourir à la théorie du
transport. J’obtins, au moyen d’une méthode variationnelle, une perte de réactivité de l’ordre de 4000 p.c.m.
(pour cent-mille) pour cet effet de fente.
3 Une anecdote : j’ai souvenir d’un jeune stagiaire qui passa quelques semaines au SPM, et à qui fut confié
un travail hautement valorisant. Il s’agissait de vérifier l’expression d’un déterminant d’ordre élevé à éléments
algébriques. On utilisa pour cela une « méthode d’empoisonnement », analogue à celle utilisée par les expérimentateurs pour déterminer la hauteur critique d’un réacteur à modérateur liquide. On introduisit donc dans le
calcul des erreurs artificielles, partant de l’hypothèse asymptotique qu’une fois ces erreurs corrigées, les autres le
seraient automatiquement. Quelques âmes sensibles s’émurent à juste titre de cette pratique barbare, qui ne fut
pas renouvelée.
4 Une lecture « revisitée » de ces nombreux rapports a été faite il y a quelques années dans un très intéressant
article de M.M.R. Williams : « The Development of Nuclear Reactor Theory in the Montreal Laboratory of the
National Research Council of Canada (Division of Atomic Energy) 1943-1946 », Progress in Nuclear Energy,
36, 239-322 (2000). D’autre part le texte complet de ces rapports est disponible sous forme de CD à l’AEN,
Issy-les-Moulineaux.
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Le témoignage d’un acteur de cette histoire
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problèmes et leurs propres contraintes
2 , n’ont pas contribué à simplifier les choses, compliquant géométriquement les structures, ruinant par des irrégularités l’ordonnance d’un
réseau régulier comme un jardin à la française. Hélas, les exigences industrielles ne font
pas nécessairement bon ménage avec l’esthétique d’une théorie.
On doit admettre qu’en ces temps de défrichement, malgré quelques publications
anglo-saxonnes de grande valeur, on ne connaissait en France, somme toute, que bien
peu de choses sur les méthodes de calcul d’un réacteur. D’autre part les moyens de calcul
numérique étaient chez nous extrêmement sommaires. Contrairement aux États-Unis, qui
ont possédé assez tôt des calculateurs électroniques, les outils dont disposait le SPM
n’étaient que de simples calculatrices mécaniques, ce qui bridait considérablement les
ambitions du théoricien, tant pour le volume du calcul que pour sa rapidité. Ces calculs
numériques n’étaient d’ailleurs pas effectués par le théoricien lui-même, qui se contentait
de la règle à calcul pour de simples estimations, mais par un bureau de calcul, intégré au
SPM, utilisant des machines mécaniques élaborées pour l’époque, et qui rendait au théoricien des services indispensables. Un calcul numérique pouvait prendre plusieurs jours.
Il arrivait parfois, pour des calculs exceptionnels, que le bureau de calcul tout entier fût
réquisitionné pour une bonne semaine
3 .
Partant de bien peu de chose, la neutronique était alors une science à inventer. Les
problèmes se ramassaient à la pelle. L’équation de base de la neutronique étant, comme
nous l’avons vu, l’équation de Boltzmann, que nous appellerons désormais équation du
transport des neutrons, il était normal que les premières recherches portassent sur la résolution de cette équation dans des géométries simples. Les méthodes numériques étant bien
peu utilisables avec les moyens de calcul disponibles, force fut donc de faire appel, au début, à des méthodes purement analytiques. Or, quelques décennies auparavant, les astrophysiciens avaient mis à profit ces méthodes pour l’étude de la propagation des photons,
qui obéit à la même équation que celle des neutrons. Les neutroniciens reprirent donc
la même voie analytique. Un travail considérable fut réalisé dans ce domaine pendant la
guerre et l’immédiat après-guerre par l’équipe canadienne de Montréal. Ces travaux furent
rendus publics vers 1946-47 sous forme de rapports référencés M-T (Montreal-Theory)
4 .
Mais les problèmes résolus de cette manière élégante étaient canoniques et très stylisés.
Ces études eurent néanmoins le très grand mérite de fournir des paramètres fondamentaux
qui s’avérèrent extrêmement utiles par la suite.
2 C’est ainsi que G1, le premier réacteur de la filière UNGG, construit à Marcoule, et le seul refroidi à l’air,
comportait en son plan médian une fente vide de 8 cm, dont le but était de diminuer la perte de charge dans
les canaux de refroidissement. Cette situation posait un problème neutronique. La théorie de la diffusion, dont
nous parlerons plus loin, étant absolument inutilisable dans un tel problème, il fallut recourir à la théorie du
transport. J’obtins, au moyen d’une méthode variationnelle, une perte de réactivité de l’ordre de 4000 p.c.m.
(pour cent-mille) pour cet effet de fente.
3 Une anecdote : j’ai souvenir d’un jeune stagiaire qui passa quelques semaines au SPM, et à qui fut confié
un travail hautement valorisant. Il s’agissait de vérifier l’expression d’un déterminant d’ordre élevé à éléments
algébriques. On utilisa pour cela une « méthode d’empoisonnement », analogue à celle utilisée par les expérimentateurs pour déterminer la hauteur critique d’un réacteur à modérateur liquide. On introduisit donc dans le
calcul des erreurs artificielles, partant de l’hypothèse asymptotique qu’une fois ces erreurs corrigées, les autres le
seraient automatiquement. Quelques âmes sensibles s’émurent à juste titre de cette pratique barbare, qui ne fut
pas renouvelée.
4 Une lecture « revisitée » de ces nombreux rapports a été faite il y a quelques années dans un très intéressant
article de M.M.R. Williams : « The Development of Nuclear Reactor Theory in the Montreal Laboratory of the
National Research Council of Canada (Division of Atomic Energy) 1943-1946 », Progress in Nuclear Energy,
36, 239-322 (2000). D’autre part le texte complet de ces rapports est disponible sous forme de CD à l’AEN,
Issy-les-Moulineaux.