Soutenance de thèse de Sébastien DE MATTEI

Dans un réacteur à eau pressurisée (REP), l’eau borée est utilisée comme caloporteur et comme modérateur de neutrons. Dans certaines situations accidentelles, comme lors d’une crise d’ébullition locale, une diminution locale la densité de modérateur pourrait être constatée : on parle alors de vidange locale. La principale conséquence d’une vidange locale est un défaut de refroidissement, menant à une dégradation de la structure du crayon combustible et de sa gaine. D’un point de vue neutronique, la vidange locale engendre un défaut de modération près des crayons concernés, et peut même affecter la réactivité du coeur dans son ensemble. Si la réactivité du coeur devient trop fortement positive, il y a risque d’emballement de la réaction en chaîne, pouvant menacer la sûreté du réacteur. À ce jour, il paraît peu probable de rencontrer une situation où la perturbation est suffisamment importante et pérenne pour représenter un enjeu de sûreté d’un point de vue neutronique. Ainsi, il n’y a eu que très peu d’études académiques de ce phénomène neutronique. La vidange locale est un phénomène qui relève à la fois de la neutronique et de la thermohydraulique, en régime instationnaire. Ainsi, l’étude complète d’une situation de vidange locale nécessiterait d’introduire une modélisation multiphysique en régime instationnaire. La présente thèse se situe en amont de ces études couplées. L’objectif est de réaliser une étude purement neutronique et stationnaire de la vidange locale afin de fournir une première analyse détaillée des conséquences potentielles sur la sûreté. Pour cela, une méthodologie reposant sur des développements mathématiques autour de la définition du facteur de multiplication neutronique en milieu infini (noté 𝑘∞) est proposée. Cette méthode, nommée C-CLONE, permet d’étudier l’effet d’une perturbation locale sur le 𝑘∞ d’un coeur à partir de la connaissance de son état nominal et de l’étude de l’état perturbé sur un motif de taille réduite. Les effets locaux (tels que les variations de taux de réactions dans la zone vidangée) peuvent être directement étudiés à l’échelle réduite afin de simplifier le problème et restreindre les coûts numériques de calcul. C-CLONE est validée à l’aide d’un benchmark numérique sur des situations de vidange locale. Un schéma de calcul déterministe de référence pour l’étude de la vidange locale est également développé avec APOLLO3®. La mise au point et la validation de ce schéma sont réalisées par comparaison à la référence stochastique TRIPOLI-4®. Enfin, une étude paramétrique est réalisée afin de décomposer les dépendances de l’effet de vidange au type d’assemblage vidangé et de son environnement. Cette étude montre que la puissance produite dans un assemblage chute en moyenne de 70% au cours de son asséchement. Les variations de réactivité induites par la vidange locale résultent au premier ordre d’une variation des propriétés neutroniques de la zone vidangée et de la perte de poids neutronique de cette zone. On constate que les assemblages chargés avec du combustible mélangeant des oxydes d’uranium et de plutonium (MOX) peuvent présenter des propriétés neutroniques pénalisantes. Une augmentation de la réactivité est surtout possible si le motif vidangé est moins réactif que le reste du cœur (assemblage peu enrichi en isotopes fissiles, empoisonné, ou fortement irradié). En appliquant une démarche conservative, la vidange d’un assemblage de REP industriel conduit au maximum à une faible augmentation de réactivité de l’ordre de 50 pcm. Cet impact pourrait être plus élevé pour un cœur de petite taille.

In a Pressurized Water Reactor (PWR), borated water is used as a coolant and a neutron moderator. In some accidental situations, for example in the case of local boiling, the local moderator flow could decrease: this case is called local voiding. The main consequence of local voiding is the loss of fuel cooling, which could lead to a degradation of the cladding or the fuel pellet integrity. From a neutronic point of view, the perturbation leads to a decrease of moderation around the voided area and possibly to a reactivity increase. It seems unlikely that a local voiding situation could lead to a sufficiently strong and lasting perturbation to represent serious neutronic safety issues. Thus, this neutronic issue has not been deeply studied yet. Local voiding is a transient issue, linked to both neutronic and thermohydraulic. Thus, this phenomenon requires mutliphysics modeling in non-stationary states. This thesis is a preliminary step for these coupled studies. Its objective is to carry out a static neutronic study to make an initial analysis of the local void neutronic effect in a PWR and assess the potential underlying safety issue. An original methodology relying on theoretical mathematic developments of the infinite multiplication factor (𝑘∞) is proposed. The method, called C-CLONE, is used to study the effect of any local perturbation on the 𝑘∞ of a core, only knowing the neutronic parameters of the core in the nominal configuration and perturbed parameters on a smaller cluster of assemblies. Local effects, such as the evolution of the power produced in the voided zone, can be directly estimated at the cluster level. C-CLONE is validated on several local voiding configurations in a numerical benchmark. A reference deterministic neutronic calculation scheme is also developed on APOLLO3® for the calculation of the local void effect. The setting and validation of this scheme are achieved by comparisons to the stochastic reference code TRIPOLI-4®. Lastly, a parametric study is conducted to decompose the dependences of the phenomenon to the neutronic properties of the voided geometry and its surrounding. It is shown that the power produced in the voided region drops by 70% on average when it is dried out. The reactivity variation induced is mainly due to local variations of neutronic properties in the voided region, especially its strong absorption rate decrease. It is shown that the presence of plutonium-based Mixed Oxides (MOX) fuel in the voided region could present penalizing neutronic properties. However, it appears that reactivity increase in a PWR during local voiding mainly occurs in the case of the voiding of a low-reactivity part of the core (for instance an assembly containing low-enriched fuel, neutronic poisons, or strongly irradiated). Using a strongly conservative approach, voiding of a single assembly in an industrial PWR leads to a maximal 50pcm increase of the reactivity, thus indicating very limited safety consequences. However, it is shown that the phenomenon could be more important in smaller reactor cores.