Ecole Doctorale

Physique et Sciences de la Matière

Spécialité

PHYSIQUE & SCIENCES DE LA MATIERE - Spécialité : ENERGIE, RAYONNEMENT ET PLASMA

Etablissement

Aix-Marseille Université

Mots Clés

Reacteur a neutrons rapides,Superphénix,ASTRID,

Keywords

Sodium Fast Reactor,Superphenix,ASTRID,

Titre de thèse

Analyse des essais SUPERPHENIX avec le formulaire APOLLO3-RNR en vue de l’évaluation neutronique d’ASTRID : estimation des biais et incertitudes associées aux différentes caractéristiques du coeur.
Modeling and analysis of power fast reactor tests for the neutronic calculation scheme APOLLO3-SFR applied to the ASTRID reactor.

Date

Mardi 10 Septembre 2019 à 10:00

Adresse

3 Avenue Robert Schuman, 13100 Aix-en-Provence Salle du conseil

Jury

Directeur de these M. Gérald RIMPAULT CEA Cadarache
Rapporteur M. Konstantin MIKITYUK EPFL-PSI
Rapporteur M. Adrien BIDAUD Institut national polytechnique de Grenoble - Grenoble INP
Examinateur Mme Pamela Fran NELSON-EDELSTEIN Université nationale autonome du Mexique
Examinateur M. Jose BUSTO Aix-Marseille Université
Examinateur M. Enrico - GIRARDI Électricité de France

Résumé de la thèse

Le Forum International Génération IV (GIF) a établi la feuille de route pour la poursuite du développement des réacteurs nucléaires, en tenant compte de leur compétitivité et de leur faisabilité. Parmi les prototypes GIF sélec-tionnés, les Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au sodium (RNR-Na) sont d'un grand intérêt car leur développe-ment repose sur un retour d'expérience considérable. Actuellement, le développement des (RNR-Na) vise à améliorer leur sûreté pour éviter les conditions accidentelles grâce à leurs caractéristiques intrinsèques. Dans ce cadre s’inscrit le réacteur de démonstration industrielle à technologie avancée (ASTRID). Par conséquent, il est primordial de s'ap-puyer sur des outils de simulation fiables pour pouvoir les concevoir. Dans ce contexte, APOLLO-3 est un code déterministe avancé actuellement en développement au CEA, à EdF et à Framatome, et qui est soumis au processus de vérification, validation et quantification des incertitudes (VVQI), dont l'objectif est d'assurer la fiabilité du code utilisé. Néanmoins, pour accomplir cette tâche, la disponibilité de données expérimentales est d'une importance majeure afin d'assurer la reproduction correcte des caractéristiques de base par le code. Dans cette thèse, le réacteur Superphénix est abordé puisque son programme expérimental fournit divers essais qui sont utiles pour le procédé VVQI d'APOLLO-3, mais aussi pour le support d'ASTRID. La réinterprétation expérimentale de la réactivité est effectuée par l'évaluation des paramètres cinétiques du cœur avec APOLLO-3. Ces paramètres sont introduits dans un module de cinétique point pour évaluer un test de chute de barre afin d'évaluer la réactivité d'éta-lonnage du cœur. De plus, une analyse sur la méthode MSM, pour un test sous-critique est réalisée afin de déterminer la validité des anciens facteurs de correction spatiale. Les résultats montrent une bonne concordance avec l'ancienne interprétation de la réactivité, ce qui permet son utilisation pour l'ensemble du programme expérimental. Les essais de démarrage de Superphénix sont évalués avec APOLLO-3, en prenant comme référence le code TRIPOLI-4 avec les bibliothèques de données nucléaires JEFF 3.1.1 et JEFF 3.2. Différentes techniques de modélisation avec APOLLO-3 sont réalisées pour évaluer le poids des barres de commande, les déformations de flux, la distribution du flux du cœur, le test Doppler, avec de bons accords avec l’expérience. Enfin, l'incertitude des évaluations est abordée, y compris la propagation de l'incertitude des données nucléaires. Différents paramètres de Superphénix en puissance sont également abordés, tels que la perte de réactivité, la distri-bution de puissance du cœur et les coefficients de contre-réaction du cœur à différentes conditions de puissance. Ces contre-réactions sont utilisées pour une analyse thermo hydraulique (à l'aide de CATHARE-3) modélisant un TOP (Transient Over Power) et calculant les coefficients de contre-réaction stationnaires kgh grâce à un modèle thermique simplifié. À partir de ces analyses, des améliorations sont envisagées pour la reproduction de ces essais. Enfin, l'application des techniques de modélisation validées avec APOLLO-3 est faite pour ASTRID, d'abord avec une analyse de représentabilité assez simple. D'autres caractéristiques de ce cœur sont évaluées, telles que le poids des différents systèmes de commande du cœur ainsi qu’une étude d'erreur de manutention, pour observer la différence dans la distribution de flux de cette configuration entre ASTRID et Superphénix. Même si Superphénix n'est pas entièrement représentatif d'ASTRID en raison de sa conception de cœur très diffé-rente, plusieurs techniques de modélisation avec APOLLO-3 donnent des résultats appropriés, d'abord avec la valida-tion expérimentale de Superphénix, mais aussi pour ASTRID

Thesis resume

The Generation IV international Forum (GIF) has set the roadmap for the further development of nu-clear reactor designs, taking into account its competiveness and feasibility. Among the selected GIF prototypes, the Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) are of prime interest since their development is based on a considerable experimental feedback. Currently, the SFRs development aim at improving its inherent safety to avoid accidental conditions based in its core characteristics, such as the Advanced Technological Reactor for Industrial Demon-stration (ASTRID). Consequently, the reliance on the simulation tools, conceiving its design is primordial. In this context, the APOLLO-3 is an advanced deterministic code currently under development at CEA, EdF and Framatome, which is currently undergoing the Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) process, whose objective is to provide reliable core characteristics. Nevertheless, to accomplish this task, the availability of experimental data is of major importance in order to assure the correct core characteristics repro-duction by the code. In this thesis, the Superphénix experimental program is being studied as it provides diverse tests that are useful for the VVUQ process of APOLLO-3, but also for the support of the ASTRID. The experimental reactivity interpre-tation is readdressed by evaluating the core’s kinetic parameters with APOLLO-3, which are introduced into an inversed point kinetics module to evaluate a rod drop test in order to evaluate the calibration reactivity of the core. Moreover, a survey on the MSM method, for a subcritical test is performed to determine the validity of former spatial correction factors. Conclusions show good agreement with the original reactivity interpretation, which allows its use for the whole experimental program. The Superphénix start-up tests are evaluated with APOLLO-3, taking as reference the TRIPOLI-4 code with the JEFF 3.1.1 and JEFF 3.2 nuclear data libraries. Different modeling techniques with APOLLO-3 are used to evaluate the control rod worth, distorted flux conditions, the flux distribution of the core, Doppler test, with successful results. Finally, the uncertainty on evaluations is addressed, which includes the nuclear data uncertainty propa-gation. Different parameters of Superphénix at power conditions are also addressed, such as the reactivity swing, the power distribution of the core and the feedback coefficients of the core at different power conditions. These latter are used for a thermal-hydraulic analysis (using CATHARE-3) concerning a Transient Over Power (TOP) and the stationary feedback coefficients kgh, (trough a simplified thermic model) with its corresponding reflection and envisaged improvements. Finally, the application of the validated modeling techniques with APOLLO-3 is done for the ASTRID reactor, first through a simple representability analysis. Other characteristics of this core are assessed, such as the control rod worth for the different control rod systems and a handling error survey, to observe the difference on the flux distribution of such core configuration between the ASTRID and the Superphénix. Even if the Superphénix is not entirely representative to the ASTRID as consequence of its considerably different core design, different modeling techniques with APOLLO-3 show appropriate evaluations, first under the exper-imental validation of the Superphénix, but also for the ASTRID core.