Soutenance de thèse de DA CUNHA DORIAN
Titre de thèse
Détermination de la puissance résiduelle des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium par exploitation de mesures de température : validation des outils de calcul associés
Determination of decay heat in sodium-cooled fast reactors using temperature measurements : validation of related computational tools
Résumé de la thèse
Le processus de fission dans les réacteurs nucléaires produit de nombreux sous-produits radioactifs. La désintégration de ces éléments via différentes voies, avec les fissions retardées, peut atteindre une valeur de l'ordre de 7% de la puissance thermique nominale d'un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium (RNR-Na), connue sous le nom de puissance résiduelle. Cette puissance persiste après l'arrêt de la réaction en chaîne et diminue de façon exponentielle. Il est essentiel de connaître la valeur de la puissance résiduelle pour garantir la sûreté de l'installation, car si elle n'est pas évacuée, des dommages irréversibles peuvent être causés.
Les Outils de Calcul Scientifiques (OCS) calculent les valeurs de puissance résiduelle attendues sur la base de modèles, d'hypothèses et de données nucléaires, qui ne sont pas toujours parfaitement connus. Pour garantir la robustesse de ces résultats, les outils de simulation doivent être validés en comparant les calculs avec des expériences. Cependant, il existe peu de mesures de puissance résiduelle pour des combustibles nucléaires irradiés. En particulier, il n'en existe pas pour des combustibles MOx irradiés en Réacteur à Eau Pressurisé (REP). Ceci constitue évidemment une lacune préjudiciable pour la Validation Vérification et Quantification des Incertitudes (VVQI) des Outils de Calcul Scientifique dédiés à la puissance résiduelle. Les expériences uniques menées sur les réacteurs Phénix et Superphénix pourraient fournir des informations précieuses pour les réacteurs avancés, en particulier les RNR-Na, qui ont le potentiel d'être surgénérateur et une source d'énergie durable. Elles pourraient également apporter des enseignements utiles pour les REP. Dans ces expériences, la puissance résiduelle est obtenue indirectement grâce à une méthode calorimétrique à partir des mesures de température effectuées par des thermocouples ; les modèles de thermique utilisés reposent sur des approximations et utilisent des quantités estimées de façon semi-empirique. Ces expériences ont été interprétées avec les outils de calcul de neutronique et du cycle de l'époque et certaines ont été réinterprétées récemment avec des codes plus modernes. Malgré ces efforts, des écarts persistent entre les valeurs calculées et mesurées, qui ne peuvent être entièrement expliqués par les incertitudes de mesure estimées ou les incertitudes liées aux données nucléaires.
Dans cette thèse, nous revisitons ces expériences d'un point de vue expérimental afin de découvrir les biais de mesure potentiels ou les sources d'incertitude négligées. Cela permettra de mieux comprendre la persistance des écarts entre la puissance résiduelle calculée et celle mesurée. L'étude des expériences ayant eu lieu dans le réacteur Phénix a permis, au cours de ce doctorat, d'obtenir de nouvelles valeurs expérimentales et de parvenir à une cohérence totale entre les calculs réalisés avec un OCS et les expériences. Ces observations sont uniques et précieuses, car elles résultent de mesures de puissance résiduelle d'un cœur nucléaire à des temps de refroidissement importants pour le dimensionnement des systèmes de sûreté d'une installation. Elles soulignent l'importance du traitement des données et valident les modèles utilisés pendant les opérations de Phénix. Un travail identique a été réalisé sur les expériences dans le réacteur Superphénix. Des analyses ont permis de fournir des explications sur les écarts observés sans pouvoir obtenir des conclusions positives similairement au cas du réacteur Phénix. Qui plus est, une démarche a été réalisée afin d'estimer si ces expériences pourraient nous apporter des informations relatives à la puissance résiduelle de combustibles MOx chargés en REP. S'il est difficile d'en tirer des conclusions aujourd'hui, des résultats encourageants ont permis de ne pas écarter cette possibilité.
Thesis resume
The fission process in nuclear reactors produces numerous radioactive by-products. The decay of these elements via different pathways, together with delayed fissions, can reach a value up to around 7% of the nominal thermal power of a Sodium-cooled Fast Reactor (SFR). This power is known as decay heat. It persists after the chain reaction has stopped and decreases exponentially. It is essential to know the value of the decay heat to guarantee the safety of the installation, because if decay heat is not evacuated, irreversible damage can be caused.
Scientific Calculation Tools (SCTs) calculate expected decay heat values on the basis of nuclear models, assumptions and data, which are not always perfectly known. To guarantee the robustness of these results, the simulation tools must be validated by comparing calculations with experiments. However, there are few decay heat measurements for irradiated nuclear fuels. In particular, there are none for MOx fuels irradiated in Pressurised Water Reactors (PWRs). This is obviously a detrimental shortcoming for the Validation, Verification and Uncertainty Quantification (VVUQ) of scientific calculation tools dedicated to decay heat. The unique experiments carried out on Phénix and Superphénix reactors could provide valuable information for advanced reactors, in particular SFR, which have the potential to be fast-breeder reactors and a sustainable energy source. They could also provide useful lessons for PWRs. In these experiments, the decay heat is obtained indirectly using a calorimetric method based on temperature measurements made by thermocouples; the thermal models used are based on approximations and use quantities estimated semi-empirically. These experiments were interpreted using the neutronics and fuel cycle calculation tools of the time, and some have recently been reinterpreted using more modern codes. Despite these efforts, discrepancies persist between the calculated and measured values. These discrepancies cannot be fully explained by the estimated measurement uncertainties or the uncertainties associated with the nuclear data.
In this thesis, we revisit these experiments from an experimental point of view in order to uncover potential measurement biases or neglected sources of uncertainty. This will provide a better understanding of the persistence of discrepancies between calculated and measured decay heat. By studying the experiments that took place in the Phénix reactor, this PhD has obtained new experimental values and achieved total consistency between the calculations carried out with an SCT and the experiments. These observations are unique and valuable, as they result from measurements of the decay heat of a nuclear core at cooling times that are important for the design of safety systems for a facility. They underline the importance of data processing and validate the models used during Phénix operations. Identical work was carried out on the experiments in the Superphénix reactor. Analyses have made it possible to provide explanations for the discrepancies observed, without being able to reach positive conclusions similar to those for the Phénix reactor. Moreover, a study has been carried out to estimate whether these experiments could provide us with information about the decay heat of MOx fuels loaded into PWRs. Although it is difficult to draw conclusions today, encouraging results have shown that this possibility cannot be ruled out.