Soutenance de thèse de Paul DUFAY

L'énergie nucléaire est l'une des plus propres en matière d'émission de gaz à effet de serre et, malgré ses atouts, elle n'est développée que dans quelques pays du monde. La sûreté reste une question ouverte pour l'avenir de cette énergie après l'accident de Fukushima. En France, la loi de 2006 sur la gestion des déchets soutient le développement d'une nouvelle génération de réacteurs nucléaires et du prototype de Réacteur Technologiquement Avancé au Sodium pour la Démonstration Industrielle (projet ASTRID) qui vise à apporter une réponse industrielle et technologique à de nombreux enjeux de ce siècle. L'une des préoccupations de la technologie du Réacteur à Neutrons Rapide et caloporteur sodium (RNR Na) est la perte de ce dernier car elle pourrait entraîner un emballement de la réaction en chaîne si l'effet en réactivité de vidange sodium (SVRE) est positif. Lorsque le sodium est retiré du cœur, deux effets antagonistes se produisent qui affectent l'équilibre neutronique: l'un augmente la réactivité du cœur et est appelé la composante centrale (CC) et l'autre est la composante de fuite (LC) avec un effet négatif sur la réactivité. Maximiser la dernière composante est l'une des réponses pour augmenter la sûreté inhérente aux RNR-Na. C'est pourquoi le CEA a développé un concept de cœur innovant: le «Cœur à Faible Vidange» (CFV) qui donne une SVRE négatif. Cependant, de telles innovations doivent être validées expérimentalement et l'incertitude sur cet effet en réactivité doit être maîtrisée. En soutien au développement des RNR Na : la base de données expérimentale existante est assez importante (PRE-RACINE, CIRANO). Dans les différents programmes expérimentaux considérés la réactivité est mesurée sur une échelle en Beff qui est la fraction neutronique retardée du cœur. Une nouvelle analyse des Beff mesurés dans le programme BERENICE (dans l'installation MASURCA) a donc été faite en utilisant le TRIPOLI4® Monte Carlo avec la méthode de probabilité de fission (IFP) nouvellement implémentée dans le code pour le calcul des intégrales d’importance. L’effet de réactivité de vidange sodium se décompose en une composante centrale positive (dû à un effet de spectre) et une composante de fuites négative (dû à l’augmentation du libre parcours moyen des neutrons). Afin d'étudier en détail l'incertitude associée au calcul du SVRE, on a développé une procédure innovante basée sur la théorie des perturbations généralisées pour calculer les sensibilités de la CC et de la LC indépendamment. Avec de telles sensibilités et l'utilisation de la matrice de covariance COMAC-V2, on peut calculer les incertitudes dues aux données nucléaires sur chaque composante en utilisant des données nucléaires JEFF-3.2. Le code Monte-Carlo TRIPOLI-4® donne des résultats de référence en utilisant les géométries «exactes » des cœurs mais la méthode des perturbations généralisées n'a pas encore été implémentée dans ce code. Le code déterministe ERANOS du CEA est donc utilisé en complément pour le calcul des sensibilités et incertitudes sur l’effet de vidange global mais aussi sur la composante centrale (CC) et la composante de fuites (LC). Une fois les simulations effectuées pour chaque configuration des divers programmes expérimentaux, il est possible d'ajuster les résultats d'ERANOS et de TRIPOLI-4 avec l’expérience grâce à un jeu de paramètre (A,B) et d’obtenir des incertitudes sur ces paramètres. Ce travail a été conduit pour l’ensemble des programmes expérimentaux considérés et a permis l’obtention de corrections à apporter aux composantes du cœur CFV en fonction de la représentativité des diverses zones y compris le plénum sodium et les incertitudes dues aux données nucléaires qui leur sont associées. L'objectif de cette thèse est donc de maîtriser les différentes sources d'incertitudes dans le calcul de la SVRE et d'utiliser les expériences intégrales pour prédire l'effet de réactivité de vidange sodium du cœur CFV d'ASTRID ainsi que son incertitude.

The nuclear energy is one of the cleanest energy in regard of greenhouse gas emission and despite its assets is only developed in few countries in the world. Safety remains an open issue for the future of this energy after the Fukushima accident . In France the 2006 law on the waste management ensures the development of a new generation of nuclear reactor and has lead to the Advanced Sodium Technology Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) which aims to bring an industrial and technological advanced answer to many issues of this century. One of the concerns in the sodium cooled fast reactor (SFR) technology is the loss of sodium coolant accident because it might lead to a snowball effect in the chain reaction if the sodium void reactivity effect (SVRE) is positive. When the sodium is removed from the core, two antagonistic effects arise that affect the neutron balance: one increases the reactivity of the core and is called the central component (CC) and the other is the leakage component (LC) with a negative feedback on the reactivity. Maximizing the last component is one of the answer to increase the inherent safety of the SFRs. That is why the CEA has developed an innovative core design: the “Cœur à Faible Vidange” (CFV : Core with low void effect) which exhibits a negative SVRE. However, such innovations have to be experimentally validated and the uncertainty on this reactivity effect has to be mastered. In support of SFRs the existing experimental data base is quite large (PRE-RACINE, CIRANO, …). In these experimental programme the reactivity have been measured by the position of shim rod or/and the addition of peripheral assemblies. A rod drop and the use of the Nordheim equation insures calibration of the reactivity. This reactivity is measured on a Beff scale which is the delayed neutron fraction of the core. A new analysis of Beff measured in the BERENICE programme (in the MASURCA facility) has been made using the TRIPOLI-4® Monte Carlo with the newly Iterated Fission Probability (IFP) method for calculating integrals of importance. For analysing the sodium void reactivity effect, we split it into two components: the central component (CC) which is a positive reactivity effect due to spectrum changes and the leakage component (LC) which is a negative reactivity effect due to the increase of the neutron mean free path. In order to study in details the uncertainty associated to the SVRE, a development of an innovative generalized perturbation theory procedure for computing sensitivities of the CC and the LC to nuclear data has been conducted. With such sensitivities and the use of the COMAC-V2 covariance matrix, we are able to calculate the uncertainties due to nuclear data on each component using JEFF-3.2 nuclear data. The Monte-Carlo code such as TRIPOLI-4® gives reference results by using “as-built” geometry of the core the generalized perturbation have not been implemented yet in this code that is why ERANOS the deterministic code for SFR at CEA is used in complement. Once simulations have been run for each experimental programme it is possible to adjust the results from ERANOS and TRIPOLI-4® to experimental ones. Independent adjustment according to the fuel composition, the core geometry lead to a set of parameter (A,B) to correct the CC and LC. This work provide a set dedicated to the CFV core of ASTRID to take into account the experimental feedback on the SVRE and it also gives the uncertainties associated to each component and to the set of parameter Then the objective of this PhD thesis is to master the different sources of uncertainties in calculating the sodium void reactivity effect and use the integral experiments to predict the sodium void reactivity effect of the CFV core of ASTRID as well as its uncertainty.