Soutenance de thèse de Tommy COISSIEUX

Le développement d'OCS multiphysiques permettant une modélisation plus fidèle du comportement des réacteurs nucléaires se traduit par la mise en place de couplages partitionnés d'OCS. Actuellement, la validation des OCS multiphysiques s'appuie essentiellement sur l'exploitation des données du parc nucléaire REP, avec des grandeurs physiques macroscopiques. Cependant, cela ne permet ni de couvrir l'ensemble des phénomènes multiphysiques mis en jeu lors de situations accidentelles ni de réaliser la validation d'OCS avancés modélisant les phénomènes à l'échelle locale. Par conséquent, il est nécessaire de tirer parti de tous les résultats de mesure disponibles aujourd'hui, notamment ceux issus des installations expérimentales. Au CEA, les données des transitoires du réacteur expérimental CABRI s'avèrent exploitables afin de contribuer à la validation des OCS multiphysiques. Le réacteur CABRI est un réacteur d'essais utilisé pour l'étude du comportement des combustibles lors de transitoires de puissance, grâce à un système de dépressurisation de barres de transitoire pressurisées à l'hélium 3. L'objectif de cette thèse est double : Développer une modélisation multiphysique couplant des OCS de neutronique et de thermohydraulique pour simuler le comportement dynamique du réacteur CABRI à l'échelle du crayon. Contribuer à la formalisation d'une démarche de validation et de propagation des incertitudes des outils multiphysiques. La modélisation neutronique est réalisée avec le code déterministe APOLLO3® en suivant un schéma de calcul en deux étapes. Deux niveaux de modélisation 3D du cœur sont proposés : une modélisation dite "Best-Effort" à 23 groupes d'énergie, utilisant le solveur MINARET, qui est plus précise, mais nécessite un temps de calcul important, et une modélisation dite "Best-Estimate" à 8 groupes d'énergie, moins précise, mais plus rapide. La modélisation thermohydraulique est réalisée avec l'OCS THEDI. Le couplage entre APOLLO3® et THEDI est réalisé grâce à la plateforme de couplage C3PO. Une validation progressive est mise en place, basée sur des validations numérique et expérimentale, pouvant être réalisées à effets séparés et intégraux. L'objectif est d'identifier les biais de modélisation à chaque étape et d'évaluer leurs impacts sur l'évolution de la puissance (seule grandeur mesurée) et les paramètres d'intérêt tels que la puissance maximale atteinte dans le transitoire et l'énergie déposée dans le cœur, etc. Les expériences sont classées en fonction de la puissance maximale atteinte durant le transitoire, qui dépend de la pression initiale dans les barres transitoires. L'application de la stratégie de validation développée montre que pour de faibles pressions initiales, engendrant peu ou pas d'effet Doppler, les écarts C/E sur la puissance du cœur, de l'ordre de 10%, peuvent être expliqués par les biais de schéma (quantifiés lors de la validation numérique) sur la réactivité injectée et les paramètres cinétiques. Pour les transitoires les plus énergétiques, induisant un fort effet Doppler, les écarts C/E sur le pic de puissance sont compris entre 50 % et 20 % (la puissance étant mesurée avec une incertitude de 2.5% à 1σ). Une partie de ces biais s'explique par le biais de calcul sur la réactivité injectée et la contre-réaction Doppler. Une méthodologie de propagation des matrices de covariance des données nucléaires est proposée sur la simulation des transitoires du réacteur CABRI. Ces matrices, stockées à 26 groupes d'énergie, sont tout d'abord condensées à 8 groupes d'énergie. Elles sont ensuite propagées à travers les transitoires, en s'appuyant sur un échantillonnage statistique selon un plan d'expérience. Les résultats préliminaires obtenus montrent que les incertitudes induites sur les caractéristiques des transitoires dépendent de la phénoménologie de ces derniers, mais sont de l’ordre de quelques pourcents (soit bien inférieures aux écarts C/E).

The development of multiphysics tools that enable a more accurate modeling of nuclear reactor behavior is being achieved through the implementation of partitioned tool coupling. Currently, the validation of multiphysics tools mainly relies on the exploitation of data from the PWR current fleet, considering macroscopic physical quantities. However, this approach fails to cover all the multiphysics phenomena involved in accident scenarios and does not allow for the validation of advanced models that simulate phenomena at the local scale. Therefore, it is necessary to make use of all the available measurement results, particularly those obtained from experimental facilities. At CEA, the data from transients in the CABRI experimental reactor can be useful for contributing to the validation of multiphysics tools. The CABRI reactor is a test reactor dedicated to the study of fuel behavior during power transients, thanks to a system that depressurizes helium-pressurized transient rods in the core. The objective of this thesis is twofold: • Develop a multiphysics modeling that couples reactor physics and thermal-hydraulics codes to simulate the dynamic behavior of the CABRI reactor at the fuel pin scale, • Contribute to the formalization of a validation approach and uncertainty propagation for multiphysics tools. The neutron modeling is performed using the deterministic code APOLLO3® with a two-step calculation scheme. Two levels of 3D core modeling are proposed: a "Best-Effort" modeling with 23 energy groups, using the MINARET solver, which is more accurate but requires significant computation time, and a "Best-Estimate" modeling with 8 energy groups, which is less accurate but faster. The thermal-hydraulic modeling is performed using the THEDI tool. The coupling between APOLLO3® and THEDI is achieved through the coupling platform C3PO. A progressive validation approach is implemented, based on numerical and experimental validations, which can be conducted as separate effects validations or integral validations. The objective is to identify modeling biases at each step and evaluate their impacts on the power evolution (the only measured quantity) and parameters of interest such as the maximum power reached during the transient and the energy deposited in the core. The experiments are categorized based on the maximum power reached during the transient, which depends on the initial pressure in the transient rods. The application of the developed validation strategy shows that for low initial pressures, which result in little or no Doppler effect, the discrepancies between calculated and experimental (C/E) power values, on the order of 10%, can be explained by biases in the calculation scheme (quantified during numerical validation) for injected reactivity and kinetics parameters. For the most energetic transients, which induce a strong Doppler effect, the C/E discrepancies for the power peak range from 50% to 20% (with a power measurement uncertainty of 2.5% at 1). Some of these biases are attributed to calculation biases in the injected reactivity and Doppler feedback. A methodology for propagating covariance matrices of nuclear data is proposed for the simulation of CABRI reactor transients. These matrices, stored at 26 energy groups, are first collapsed into 8 energy groups. They are then propagated in the simulation of the transients, based on statistical sampling according to a design of experiment. Preliminary results show that the induced uncertainties on the transient characteristics depend on their phenomenology but are on the order of a few percent (significantly lower than the C/E discrepancies)