Soutenance de thèse de Bastien FAURE

Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium offrent des perspectives intéressantes pour la filière nucléaire car ils permettent d’exploiter tout le potentiel énergétique de l’uranium naturel, tout en contribuant à la réduction de la radiotoxicité des déchets nucléaires. Cependant, la nécessité d’élever le niveau de sûreté de ces réacteurs aux standards du XXIe siècle tend à augmenter la complexité des cœurs. En particulier, la recherche d’un comportement pardonnant en situation de transitoire non protégé conduit à minimiser la réactivité de vidange sodium : c’est l’idée du cœur CFV d’ASTRID. Du point de vue de la modélisation neutronique, cet accroissement du niveau d’hétérogénéité géométrique constitue une difficulté supplémentaire. Ainsi, les objectifs de la thèse sont l’identification des principaux phénomènes physiques devant être pris en compte lors du calcul neutronique de cœurs hétérogènes en spectre rapide, ainsi que le développement de schémas de calcul adaptés dans le code APOLLO3®, développé au CEA. Après quelques rappels théoriques et méthodologiques, ce document présente une analyse critique des schémas de calcul disponibles dans APOLLO3® pour les réacteurs refroidis au sodium. Cette analyse permet de mettre en évidence la nécessité de simuler, dès l’étape de préparation des sections efficaces, des modes angulaires du flux qui soient représentatifs de la configuration géométrique du cœur. Pour répondre à ce besoin dans le cadre de géométries présentant une forte hétérogénéité axiale, une approximation 2D/1D à l’équation du transport des neutrons 3D est développée.Cette dernière permet de représenter de manière cohérente, et à moindre coût, des effets d’anisotropie axiale dans des calculs 2D. Une nouvelle modélisation de type “traverse” de l’interface cœur / réflecteur est également proposée, ainsi qu’une méthode de calcul innovante des barres de contrôle. Ces méthodes permettent, in fine, de définir un schéma de calcul de référence unique et validé numériquement, permettant de modéliser un large spectre de cœurs de réacteurs refroidis au sodium, dans APOLLO3® . De façon à élargir la portée de ce travail, le dernier chapitre présente une réflexion sur la notion d’adaptabilité du schéma.

Sodium-cooled nuclear reactors offer interesting perspectives in terms of uranium resources economy and radioactive waste management. In France, the research on the SFR technology took a new start at the beginning of the XXIst century with the ASTRID project. Simultaneously, the rise of safety standards in the nuclear industry resulted in increasingly complex core concepts, with enhanced natural behavior in accidental situations. In particular, the minimization of the sodium-void reactivity worth led to the CFV concept for ASTRID. Due to increased levels of spatial heterogeneity, these innovative cores challenge classical neutronic calculation strategies. Hence, the first objective of this thesis is the identification of the main physical phenomena that need to be taken into account when modeling the neutronic behavior of a heterogeneous nuclear core in fast neutron spectrum. The second objective is the development of appropriate calculation schemes in the APOLLO3® code, developed at CEA. After a brief reminder of neutronic calculation theory and methods, this document presents a critical analysis of the neutronic calculation schemes available in APOLLO3® for sodium-cooled applications. This analysis highlights the necessity to model, during the cross section preparation phase, angular modes of the neutron flux that are representative of the core geometrical configuration. To meet this need in axially heterogeneous geometries, a 2D/1D approximation to the 3D neutron transport equation is derived and implemented in APOLLO3® . In particular, it is shown that this approximation allows to consistently represent axial angular modes of the flux in 2D calculation domains. Besides, a new “traverse” model is proposed for the core / reflector radial interface, as well as an innovative control rod calculation method. The combination of these methods allows to define a unique, and numerically validated, reference calculation scheme in APOLLO3®, suitable for the calculation of a wide range of complex sodium-cooled nuclear cores. The discussion is finally enlarged with a reflection on the adaptability concept for neutronic calculation scheme.