Soutenance de thèse de Martin FOISSY

Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium offrent des perspectives intéressantes pour la filière nucléaire car ils permettent de gérer au mieux le stock actuel de matériaux nucléaires. Afin de répondre aux critères de sûreté actuels, le concept de cœur CFV d’ASTRID comporte des innovations géométriques afin d’obtenir un comportement accidentel pardonnant. Celles-ci sont exigeantes du point de vue des outils neutroniques ce qui nécessite des solveurs performants comme ceux du système APOLLO3®. Dans cette thèse, on met en œuvre un schéma de calcul de référence APOLLO3®-RNR auquel on précise une chaîne d’évolution de référence. La démonstration de sûreté du réacteur ASTRID s’appuie sur la qualification des grandeurs neutroniques (perte de réactivité au cours du cycle, effets Doppler et de vide sodium en réactivité, fraction de neutrons retardés…), c’est-à-dire la vérification, la validation numérique et la quantification des incertitudes avec confrontation aux expériences intégrales. Plutôt que de se placer dans une démarche conservatrice, dans laquelle les hypothèses de calculs sont les plus pénalisantes, l’objectif de l’approche adoptée ici est de calculer au mieux ces grandeurs (Best Estimate) et d’y associer un niveau de confiance, ou d’incertitudes (Plus Uncertainty). Cette démarche BEPU n’a jamais été utilisée pour établir le dossier de sûreté d’un réacteur, thermique ou rapide, de manière prédictive ; cette approche, réalisée sur un réacteur pour lequel on dispose de peu d’expériences représentatives, est un aspect novateur de ces travaux de thèse. Afin d’obtenir les valeurs centrales de ces grandeurs neutroniques, une discussion sur les données nucléaires à utiliser est nécessaire, de même qu’une correction des biais liés aux outils de calcul utilisés. Les incertitudes associées à ces grandeurs proviennent surtout des données nucléaires et sont obtenues par l’utilisation de sensibilité et de matrices de covariance associées aux bibliothèques évaluées. Cette incertitude doit être confrontée aux résultats d’expériences intégrales ce qui a été fait dans le cadre de cette thèse avec les mesures Doppler de SEFOR, les mesures de βeff de BERENICE et les mesures d’effet en réactivité de vidange sodium avec PRE-RACINE, CIRANO et BFS-115. La meilleure bibliothèque de données nucléaires évaluées est JEFF-3.1.1 pour tous les isotopes sauf le 23Na pour lequel l’évaluation JEFF-3.2 est préférée. Après assimilation, l’incertitude sur la masse critique en début de vie est réduite de 1300 pcm à 660 pcm ; l’incertitude sur l’effet Doppler passe de 4,4% à 1,7% ; l’incertitude sur le βeff passe de 5,1% à 3,8% et l’incertitude d’effet de vidange est portée à 26. La validation de la nouvelle chaîne d’évolution a permis de réduire l’écart C/E de la perte de réactivité en fonctionnement de Superphénix d’environ 1%. Le calcul d’incertitude en fin de cycle constitue une difficulté supplémentaire qui nécessite le calcul de sensibilités couplées Boltzmann-Bateman. L’incertitude sur la perte de réactivité est de 55.2% (4.6$) si on tient compte de ce couplage et de seulement 36.5% si on se limite à la partie Boltzmann. Cette valeur de 55.2% tient compte d’une estimation raisonnable de 20% des variances pour la capture des produits de fission qui n’ont pas de matrices associées aux évaluations. Avec l’assimilation d’expériences intégrales sensibles aux actinides majeurs, l’incertitude sur la perte de réactivité est réduite à 29%. Avec les expériences PROFIL d’échantillons irradiés dans le réacteur PHENIX du 241Pu et de produits de fission majeurs, cette incertitude descend à 17.4% (1.2$). La contribution de l’incertitude des rendements de fission et des décroissances radioactives ne contribue que de 2% et 0.1% à l’incertitude globale. L’assimilation d’expériences intégrales permet une maîtrise des incertitudes des grandeurs caractéristiques du cœur en fin de cycle et a été appliquée dans le cadre de cette thèse à la perte de réactivité.

Sodium cooled fast neutron reactors provide interesting prospects for the nuclear field because they enable a better management of the current spent fuel stock. In order to satisfy today safety criteria, the CFV core concept of the ASTRID bears geometric innovations to obtain a forgiving accidental behavior. These innovations are especially demanding in terms of neutronics tools, which require high performance solvers such as those in the APOLLO3®-RNR, for which a reference decay chain is associated. The safety demonstration of the ASTRID reactor relies on the neutronic characteristics experimental validation (such as reactivity loss, Doppler effect, sodium loss reactivity effect, delayed neutron fraction…), which translate into the verification, validation and uncertainty quantification, with a confrontation to integral experiments. Rather than adopting a conservatism approach, in which hypotheses are the most disadvantageous, the objective here is to have the Best Estimate calculation, associated with uncertainties. This approach Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) never was used before to establish the safety case of a reactor, being thermal or fast, in a predictive fashion; this approach, conducted on a concept for which few representative experiments are available, is an innovative aspect of this thesis. In order to obtain the neutronic quantities central values, a discussion around nuclear data to be used is needed, as well as a bias correction linked to the calculation tools employed. Associated uncertainties arise mostly from nuclear data, and is obtained through the calculation of sensibilities and the variance-covariance matrix associated to the evaluated nuclear library. This uncertainty is to be compared to experiments, which has been done in this thesis with the Doppler Effect measurements in SEFOR, the delayed neutron fraction in BERENICE and the sodium void reactivity effect in PRE-RACINE, CIRANO and BFS-115. The best evaluated nuclear data library to this day is JEFF-3.1.1 for all isotopes, except the 23Na for which the JEFF-3.2 evaluation is preferred. The integral experiments assimilation results from this library give the same trend for the sodium void reactivity effect as the correction factor brought by the work of P. Dufay from JEFF-3.1.1. After assimilation, the uncertainty on the beginning-of-life critical mass is reduced from 1300 pcm to 660 pcm; the Doppler effect's uncertainty drops from 4.4% to 1.7%; the uncertainty on the βeff drops from 5.1% to 3.8% and the sodium void reactivity effect uncertainty is reduced to 26 cents. The decay chain validation has been the topic of a specific process of bias analysis and enables to reduce the C/E discrepancies of the Superphénix reactivity loss of about 1%. The end-of-cycle uncertainty calculation constitutes an additional difficulty, which requires the calculation of Boltzmann/Bateman coupled sensitivities. The uncertainty on the ASTRID reactivity loss is of 55.2% (4.6$) if one takes into account this coupling, compared with only 36.5% if one’s calculation is limited to the Boltzmann part. This value of 55.2% takes into account a fair uncertainty estimation of 20%, for the fission products capture cross-section for which there are no covariance matrixes associated with the evaluations. With integral experiments assimilation sensitive to major actinides, the reactivity loss uncertainty is reduced to 29.0%. With the 241Pu and major fission products samples of the PROFIL experiments irradiated in the PHENIX reactor, this uncertainty drops to 17.0% (1.2$). The contribution of the uncertainty on fission yields and radioactive decay only amounts to 2.0% and 0.1% to the global uncertainty. Integral experiments assimilations allow control on the end-of-life neutronic quantities uncertainty, and was applied in the scope of this thesis to the ASTRID core’s reactivity loss.