Etudes des contre-réactions dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium : impact de la conception et de la neutronique sur les incertitudes

Les reacteurs de IVeme generation a neutrons rapides offrent la possibilite de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des reacteurs a eau legere et de transmuter une part determinante des dechets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de reacteurs a neutrons rapides sont etudies dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’economie des ressources, de reduction des dechets, de competitivite, de surete et de fiabilite. Ainsi, ces nouveaux projets integrent des innovations qui permettent d’ameliorer la surete du reacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID etudie en France au CEA, ces innovations portent sur le design geometrique du coeur et notamment l’integration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie superieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs heterogenes sont caracterises par des vidanges en sodium proches de zero resultant de fortes compensations entre les differentes zones du coeur. L’evaluation des grandeurs neutroniques d’interet necessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de these a donc consiste a ameliorer la methodologie existante permettant d’evaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’interet. Ces ameliorations ont consiste a developper une methode d’analyse specifique basee sur la theorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de reduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’interet par rapport a des methodes de reference (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus precises, et notamment des coefficients locaux de contre-reactions utilises pour les analyses de transitoires non-proteges caracterisant le niveau « naturel » de « surete » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces parametres neutroniques ont un impact important sur les performances et la surete du coeur en termes de marges a prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maitriser et de les reduire afin de conserver les gains envisages par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les donnees nucleaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnee), les donnees technologiques (donnees de fabrication et notamment la geometrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’evolution du bilan matiere dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schemas de calculs (et de la modelisation) et des methodes utilisees. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradie et la thermique du combustible sont elles-memes fortement affectees par celles sur les donnees nucleaires. La propagation des incertitudes issues des donnees nucleaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de correlation. Cette complexite est en outre accrue si l’on souhaite evaluer la correlation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associees. Le deuxieme objectif de la these a donc consiste a mettre en place une methodologie permettant de propager les incertitudes issues des donnees nucleaires sur les grandeurs neutroniques. Cette methodologie se base sur l’evaluation de coefficients locaux de sensibilites permettant de determiner les correlations entre les differents parametres neutroniques. (...)