Soutenance de thèse de Jordan HUYGHE

La puissance résiduelle doit pouvoir être évacuée en toute circonstance, puisque le non refroidissement ou sous refroidissement d’un combustible irradié peut conduire à sa fusion et au rejet de matière radioactive dans l’environnement. La puissance résiduelle est un paramètre dimensionnant à toutes les étapes de l’aval du cycle du combustible, depuis l’arrêt du réacteur jusqu’au stockage final des matières radioactives non valorisables. Dans ce cadre, une maîtrise du calcul de la puissance résiduelle et de son incertitude est nécessaire pour tous les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) du parc nucléaires français : combustibles de type REP UOx et MOx irradiés en réacteur, sur la plus large plage de refroidissement (depuis l’arrêt du réacteur, soit t=0+, jusqu’à plus de 300000 ans). Le calcul de la puissance résiduelle et de son incertitude est réalisé au CEA avec l’Outil de Calcul Scientifique de référence DARWIN2.3, développé avec le soutien de ses partenaires industriels. Pour répondre au guide de l’ASN n°28 relatif à la démonstration de sûreté pour la tenue de la première barrière, DARWIN2.3 s’inscrit dans une démarche dite de Vérification, Validation & Quantification des Incertitudes (VV&QI), afin de démontrer la maîtrise du calcul de la puissance résiduelle et de l’incertitude associée. Pour définir l’incertitude de calcul de la puissance résiduelle, la propagation des covariances des données nucléaires sur la puissance résiduelle ou la transposition de la validation expérimentale de l’OCS DARWIN2.3 sont possibles. La confiance dans les résultats de propagation d’incertitude repose sur la qualité, la précision et la disponibilité des matrices de covariances des données nucléaires évaluées d’autre part. Les données de covariances intervenant dans le calcul de propagation sont issues de l’évaluation européenne JEFF-3.1.1 pour les données de décroissance et les rendements de fission, et sont issues de la base de données de covariances COMAC-V2 pour les sections efficaces. Ces covariances ne sont pas toujours disponibles (sur presque 50000 données nucléaires présentes dans JEFF3.1.1, 7000 ne possèdent pas d’incertitude) ou maîtrisées. La démarche de la thèse a alors consisté à étudier la représentativité des expériences issues du dossier de validation expérimentale de l’OCS DARWIN2.3 ou de la littérature ouverte vis-à-vis de combustibles REP. Pour cela, les représentativités de l’expérience MERCI-1, des Courbes de Fission Elémentaires, des expériences CLAB et GE avec ces combustibles REP ont été étudiées. Cela a permis de définir un domaine de validité pour le calcul de la puissance résiduelle des combustibles REP avec l’OCS DARWIN2.3. A l’issue de ces études, le travail de thèse a consisté à mettre en évidence les lacunes du domaine de validité de DARWIN2.3 (i.e. domaine qui résulte de l’adaptation éventuelle, à l’issue de la transposition, du domaine de validation expérimentale) pour les combustibles REP-UOx et REP-MOx et à proposer in fine les expériences de mesure de puissance résiduelle qu’il faudrait mener pour combler au mieux ces lacunes. D’autre part, l’impact de la prise en compte de corrélations entre rendements indépendants de fission dans les calculs de représentativité effectués peut être assez important. Cela met en évidence l’intérêt d’une part de prendre en compte des corrélations entre rendements indépendants de fission dans une future version de l’évaluation européenne JEFF. D’autre part cela implique d’envisager de réévaluer certaines sections efficaces mises en évidence dans le travail de thèse et leur covariances associées.

The decay heat must be evacuated under any circumstance, given the fact that the absence or the lack of cooling of an irradiated fuel can lead to its fusion and the release of radioactive material into the environment. The decay heat is a dimensioning parameter at every step of the back-end nuclear cycle, from the reactor shutdown until the final storage of non-recoverable radioactive waste. In this framework, accurate control of the calculation of the decay heat and its uncertainty is essential for all the Pressurized Water Reactors (PWRs) in the French reactor infrastructure : PWR-UOx and PWR-MOx fuels irradiated in nuclear reactors, iver a wide range of cooling times (from the reactor shutdown, i.e. t=0+, until more than 300,000 years). The calculation of the decay heat and its uncertainty is done at CEA with the French reference DARWIN2.3 package, developed with the support of its industrial partners. To answer the ASN's guide n°28 relative to the safety demonstration for the first barrier resistance, DARWIN2.3 follows a Verification, Validation & Uncertainty Quantification (VV&UQ) process, in order to prove the control of the decay heat calculation and the associated uncertainty. To define the decay heat calculation uncertainty, the propagation of nuclear data covariances to the decay heat or the transposition of the DARWIN2.3's experimental validation are possible. The confidence in the uncertainty propagation results relies on the quality, accuracy and availability of nuclear data covariance matrices. The covariance data involved in the propagation calculation come from the JEFF-3.1.1 European evaluation for decay data and fission yields, and come from the COMAC-V2 covariance matrix database for cross sections. These covariances are not always available (over more than 50,000 nuclear data in JEFF-3.1.1, 7,000 do not have uncertainties) or controlled. The approach considered for the thesis consisted in studying the representativity of experiments coming from the DARWIN2.3's experimental validation or the literature with PWR fuels. To this end, the representativities of the MERCI-1 experiment, the Elementary Fission Burst experiments, the CLAB and GE experiments with PWR fuels were studied. They enabled the definition of a 'validity domain' for the decay heat calculation with DARWIN2.3. Then, the thesis consisted in identifying the gaps in the DARWIN2.3 'validity domain' for the PWR-UOx and PWR-MOx fuels and in identifying the decay heat experiments to be carried out to fill these gaps. Furthermore, the impact of the consideration of correlations between independent fission yields in the representativity calculations performed can be quite important. On the one hand, this brings to light the importance of considering correlations between independent fission yields in a future version of the JEFF European evaluation. On the other hand, it also shows the importance of reassessing some cross sections brought out in the thesis and their associated covariances.