Development of neutronic calculation schemes for heterogeneous sodium-cooled nuclear cores in the Apollo3 code : application to the ASTRID prototype

par Bastien Faure

Thèse de doctorat en Energie, Rayonnement, Plasma

Sous la direction de Laurent Buiron.

Soutenue le 27-09-2019

à Aix-Marseille , dans le cadre de Ecole Doctorale Physique et Sciences de la Matière (Marseille) , en partenariat avec Laboratoire d'Etudes de PHysique (CEA Cadarache) (laboratoire) .

Le président du jury était Raphaèle Herbin.

Le jury était composé de Pascal Archier, Enrico Girardi.

Les rapporteurs étaient Hugues Delorme, Alain Hébert.

  • Titre traduit

    Développement de schémas de calcul neutronique pour des coeurs nucléaires hétérogènes refroidis au sodium dans le code Apollo3


  • Résumé

    Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium offrent des perspectives intéressantes pour la filière nucléaire (utilisation optimale de l'uranium naturel, réduction de la radiotoxicité des déchets nucléaires). Cependant, la nécessité d’élever le niveau de sûreté de ces réacteurs aux standards du XXIe siècle a conduit à des designs de cœurs très hétérogènes.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 du 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, adapté à la modélisation des cœurs de réacteurs refroidis au sodium.


  • Résumé

    Sodium-cooled nuclear reactors offer interesting perspectives in terms of uranium resources economy and radioactive waste management. In order to meet modern safety standards, though, increasingly complex core concepts have been proposed for this technology.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 a 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.


Il est disponible au sein de la bibliothèque de l'établissement de soutenance.

Consulter en bibliothèque

La version de soutenance existe

Où se trouve cette thèse\u00a0?

  • Bibliothèque : Université d'Aix-Marseille. Service commun de la documentation. Bibliothèque électronique.
Voir dans le Sudoc, catalogue collectif des bibliothèques de l'enseignement supérieur et de la recherche.