Soutenance de thèse de Marlène JEANNIN

Les Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au sodium (RNR-Na) font partie des concepts étudiés dans le cadre de la quatrième génération de réacteurs nucléaires. Ils répondent en particulier aux enjeux de valorisation des matières nucléaires et de fermeture du cycle combustible. C’est actuellement l’un des concepts les mieux connus, notamment grâce aux nombreux réacteurs d’essais, tels que RAPSODIE ou plus récemment SUPERPHENIX. L’exploitation de réacteurs de nouvelle génération nécessite, dans un premier temps, de fournir des études de sûreté, garantissant le comportement du réacteur en situation nominale et accidentelle. Les incidents de Remontée Intempestive de Barre de contrôle (RIB) en RNR-Na sont considérés par la sûreté comme un potentiel initiateur de fusion généralisée. Ce type de transitoires consiste en l’extraction lente d’une barre de contrôle. Celle-ci provoque une augmentation de puissance générale du coeur, mais aussi une déformation localisée du flux neutronique. L’étude de ce transitoire met en lumière son caractère multi-physique. Il implique en effet un couplage fort entre la neutronique, la thermo-hydraulique et la physique du combustible. Cette dernière détermine l’état de dégradation du coeur via la température des pastilles. Initialement, sur le réacteur ASTRID, les conséquences d’une RIB étaient évaluées par la méthode FURIBAR. Cette méthode repose sur une approche de calcul découplée et une estimation statistique du risque de fusion. Les travaux de thèse présentés ici ont permis le développement d’une méthodologie de modélisation, rapide et adaptée au transitoire de RIB et à ses spécificités. Elle a été implémentée dans l’outil MORPHEE, basé sur un couplage d’outils paramétrables. Il permet de modéliser le transitoire à l’échelle coeur/assemblage mais aussi à l’échelle aiguille. Il inclut un modèle de déformation de la nappe de puissance basé sur une méthode neutronique quasi-statique. Ce couplage seul ne permet cependant pas de modéliser la physique du combustible et en particulier le coefficient d’échange combustible-gaine (hg ap). Ainsi, un volet du travail de thèse s’intéresse à la construction d’un modèle d’apprentissage statistique à partir une base de calculs du code de référence. Ce modèle permet un gain considérable en ressource de calcul tout en fournissant une estimation du hgap satisfaisante dans le cadre du schéma simplifié MORPHEE. L’ensemble de la méthode lève en partie les hypothèses de découplage et les conservatismes de la méthode FURIBAR. Elle permet également des quantifications locales sur les estimateurs de sûreté tels que la marge à fusion ou la fraction de combustible fondu. Elle montre enfin que les critères utilisés dans FURIBAR ne sont pas les plus pertinents, et en propose de nouveaux, plus en phase avec l’évolution qualitative des différents phénomènes en jeu au niveau du combustible. Les calculs réalisées conduisent à établir des recommandations pour le développement de schémas multi-physique plus précis, notamment dans le cadre des couplages de codes de référence.

The Sodium cooled Fast Reactor (SFR) is one of the six concepts studied in the framework of the Generation IV reactors. They are especially interesting to optimize the use of nuclear wastes and close the fuel cycle. It is one of the most well-known concepts due to the experience gained on some twenty reactors built, such as RAPSODIE or SUPERPHENIX in France. Building and operating a new generation of reactors requires to provide safety studies, ensuring good behavior of the plant in nominal and transient situations. In a safety point of view, the accident of control rod withdrawal (CRW) in SFR is considered as a potential trigger of generalized melting of the core. This type of transient consists in the slow removal of one control rod from its nominal position. It leads to a general increase of core power and to a local deformation of neutron flux. We show that this transient implies strong multi-physics aspects. It couples especially neutronics, thermal-hydraulics and fuel behavior. The latter is directly governing phenomena that define physical state of the core, via inner fuel temperature. For ASTRID core design, consequences of a CRWwere estimated with the FURIBAR method. It is based on decoupled simulations together with a statistical method, to estimatemelting probability. The present work was focused on the development of a specific methodology for CRWaccident calculations. It is aimed to be fast but adapted to the transient and has been implemented in the MORPHEE tool. It is based on the coupling of existing parametric tools, which enable tomodel the reactor at a core/assembly scale and also at pin scale. It includes a specific model of neutron flux shape deformation based on a quasi-static method. However, this coupling must be completed by fuel behavior models, especially for the fuel-cladding heat exchange coefficient (hg ap). A whole part of the work has been focused on building a machine learning model. It has been trained on a database of GERMINALV2 calculations. It provides an estimation of hg ap with negligible computational time and resources. Validation against GERMINAL-V2 and consequences over fuel temperature prove the model to be reliable enough to be included in MORPHEE. The wholemethod get rid of decoupling hypothesis and conservatisms of FURIBAR. It also enable local evaluation of safety variables such as melting margin ormelted fraction of fuel. Finally, it demonstrates that criteria used in FURIBAR are not themost relevant, and propose new criteria, more appropriate to phenomena involved in the fuel. We also used this work to provide guidelines for future developments in multi-physics modeling of CRWtransients.