Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération : impact des données nucléaires sur leur performance

par Wassim Khamakhem

Thèse de doctorat en Physique

Sous la direction de Gérald Rimpault.

  • Titre traduit

    Fuel management studies in 4th generation fast reactors and nuclear data uncertainty impact on their performance


  • Pas de résumé disponible.


  • Résumé

    L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension des variations des caractéristiques neutroniques de cœurs de réacteurs de 4ème génération (RNR-Na et RNR-G) au cours de l'évolution du combustible. Les caractéristiques neutroniques d'intérêt sont bien sûr la perte de réactivité au cours du cycle et le gain de régénération mais aussi l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. L'évolution du combustible conduit à une dégradation des paramètres de sûreté des cœurs. L'étude de ces variations et de leurs incertitudes associées contribue à justifier la conception des réacteurs de 4ème génération telle qu'envisagée dans ses derniers développements. Les cœurs des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) et à caloporteur hélium (RNR-He) sont maintenant redimensionnés afin de respecter les critères de conception des réacteurs de quatrième génération qui sont: l'économie des ressources, l'amélioration de la sûreté et de la fiabilité, la résistance à la prolifération et la protection physique. Les images de ces cœurs ont des caractéristiques neutroniques innovantes par rapport à celles du cœur EFR qui fût dimension né dans la continuité de Phénix et de Super Phénix. Les récentes études du CEA ont conduit à un RNR-Na de 3600 MWth à combustible oxyde, appelé SFR, et à un RNR-He de 2400 MWth à combustible carbure, appelé GFR. La conception de ces cœurs doit atteindre un équilibre entre les phénomènes physiques antagonistes que sont un gain de régénération positif et une sûreté accrue traduite comme un effet de vidange sodium réduit (SFR) ou un effet de dépressurisation hélium faible (GFR). Des études ont été réalisées sur des cœurs SFR avec des combustibles de nature différente: carbure (provenant du GFR) ou métal. Les images préliminaires obtenues sont caractérisées par des densités de puissance élevées et de forts gains de régénération, avec un maximum atteint égal à 0,17. La première étape dans le développement des GFR concerne un réacteur expérimental de puissance réduite appelé ALLEGRO démonstrateur technolgique de la filière, ses caractéristiques spécifiques ont également été étudiées. Pour étudier les paramètres neutroniques des cœurs, on dispose d'analyses basées sur les méthodes de sensibilité du code de calcul déterministe ERANOS (système de codes de calcul neutronique). Ces méthodes sont disponibles en statique sans possibilité de prise en compte de l'évolution du combustible. Afin de pallier à cette insuffisance, la première partie de la thèse a consisté à développer des méthodes de calcul de sensibilité en évolution ayant la particularité de coupler l'équation de Boltzmann avec l'équation de Bateman et permettant une compréhension approfondie de l'impact de l'évolution du combustible sur les caractéristiques des cœurs. Les méthodes développées permettent maintenant de calculer la sensibilité des concentrations des actinides mineurs et des produits de fission, et des autres grandeurs neutroniques d'intérêt telles le gain de régénération, l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. Afin d'illustrer l'application de ces sensibilités en évolution, les calculs d'incertitudes des caractéristiques neutroniques des cœurs en évolution ont été réalisés à l'aide d'un ensemble de matrices de variance covariance appelée BOLNA. Les calculs d'incertitudes mettent en lumière la contribution de chaque nucléide aux grandeurs neutroniques des divers cœurs envisagés. Des études poussées concernant les données nucléaires du sodium (ENDFB-VII, JEFF-3. 1, JENDL-3. 3) ont permis de mettre en évidence la difficulté de produire des données nucléaires suffisamment précises et leurs matrices de variance covariance associées. Bien que la faisabilité de ces cœurs ne soit pas remise en question, il apparaît évident que leur performance nécessitera des expériences intégrales confirmant les données nucléaires et réduisant les incertitudes associées. Enfin, on utilise les méthodes de sensibilité pour expliquer les évolutions particulières et parfois divergentes des grandeurs intégrales comme l'effet de vidange ou l'effet Doppler au cours de l'évolution dans les cœurs GFR et ALLEGRO. La raison vient de la différence de taille des deux cœurs mais également des différents matériaux de structure utilisés. Pour le SFR, la répartition de l'effet de vidange sur les zones du coeur est analysée et comparée à celle de la nappe de puissance et in fine rapportée au gain de régénération. Il s'avère que la conception de coeur SFR avec un gain de régénération interne plutôt plat, a comme conséquence, un effet vide plutôt plat qui est un autre aspect positif de la conception de ce cœur. On conclut sur les avantages issus des derniers dessins de cœurs de réacteurs ainsi que sur leur degré de performance du point de vue de la robustesse des outils de calcul très dépendants, en premier lieu, de la connaissance des données nucléaires.

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Informations

  • Détails : 1 vol. (332 p.)
  • Annexes : Bibliogr. p. 168. Index

Où se trouve cette thèse ?

  • Bibliothèque : Université Paris-Sud (Orsay, Essonne). Service Commun de la Documentation. Section Sciences.
  • Disponible pour le PEB
  • Cote : Og ORSAY(2010)173
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