Mise au point d'un schéma de calcul pour la quantification de la fluence neutronique vue par la cuve au cours du fonctionnement d'un réacteur de puissance à eau pressurisée

par Romain Vuiart

Projet de thèse en Énergie nucléaire

Sous la direction de Eric Dumonteil.

Thèses en préparation à Paris Saclay , dans le cadre de École doctorale Particules, Hadrons, Énergie, Noyau, Instrumentation, Imagerie, Cosmos et Simulation (Orsay, Essonne) , en partenariat avec IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (laboratoire) et de Université Paris-Sud (établissement de préparation de la thèse) depuis le 08-10-2018 .


  • Résumé

    Les enjeux de sûreté liés à la prolongation de la durée de vie des réacteurs du parc français sont très importants, particulièrement pour l'IRSN qui fournira son expertise technique à l'ASN en la matière. Un des composants technologiques limitant concernant la durée de vie du réacteur est la cuve qui ne peut être remplacée. L'endommagement de celle-ci est lié à l'irradiation sous flux neutronique qui peut causer des dommages dans la structure des matériaux de la cuve. Il est donc crucial d'être en mesure de quantifier correctement la fluence vue par la cuve, c'est-à-dire le flux intégré au cours du temps. L'objectif de cette thèse est de développer une méthodologie du calcul de fluence pour un historique donné de réacteur (gestions du combustible en cœur, plans de rechargement, etc.). Afin de mettre en place une telle méthodologie, la première phase du travail consistera à étudier et à comprendre les différents paramètres influant sur le fonctionnement du réacteur (concentration en bore, température/puissance du réacteur, arrêts du réacteur, insertion des grappes absorbantes, …) et leurs variations, afin d'évaluer leurs poids respectifs et éventuellement leurs interactions. Cette analyse de sensibilité du système sera réalisée pour différentes observables d'intérêt (flux incident sur la cuve, internes, puits de cuve,…). Elle permettra également de construire, dans un second temps, un modèle mathématique visant interpoler et prédire le comportement des observables d'intérêt en fonction de l'évolution des paramètres du réacteur. Cette méthode consiste donc à définir un modèle simplifié de réacteur à eau pressurisée, de sorte à pouvoir réaliser très rapidement des études de fluence cuve pour un grand nombre de scénarios possibles concernant l'historique du réacteur. Dans le cas où les paramètres ne sont pas connus précisément, des hypothèses conservatives pourront alors être prises afin de quantifier l'erreur et/ou l'incertitude associée à ces paramètres. Une fois les principes de la méthodologie à mettre en place pour l'évaluation de la fluence définis et testés sur des cas simples, le développement d'une maquette numérique du schéma de calcul adapté sera réalisé. En fonction des données disponibles, un cas concret sera étudié permettant de valider ou de comparer les résultats obtenus à d'autres schémas de calcul.

  • Titre traduit

    Development of a calculation scheme to estimate the neutron fluence on the vessel during the operation of a pressurized water reactor


  • Résumé

    The safety issues related to the life extension of French reactors are very important, particularly for IRSN, which will provide ASN with its technical expertise in this area. One of the technological components limiting the life of the reactor is the vessel which cannot be replaced. Damage to the vessel is related to neutron flux irradiation, which can cause damage to the structure of the vessel materials. It is therefore crucial to be able to correctly quantify the fluence seen by the vessel, i.e. the integrated flow over time. The objective of this thesis is to develop a fluence calculation methodology for a given reactor history (core fuel management, etc.). In order to set up such a methodology, the first phase of the work will consist in studying and understanding the various parameters influencing the operation of the reactor (boron concentration, reactor temperature/power, reactor shutdowns, insertion of the absorbent rods, etc.) and their variations, in order to evaluate their respective weights and possibly their interactions. This sensitivity analysis of the system will be performed for different observables of interest (incident flux on the vessel, reactor components, reactor pit,...). It will also make it possible to construct, in a second step, a mathematical model aimed at interpolating and predicting the behaviour of the observables of interest as a function of the evolution of the reactor parameters. This method therefore consists in defining a simplified pressurized water reactor model, so that vessel fluence studies can be carried out very quickly for a large number of possible scenarios concerning the reactor history. If the parameters are not precisely known, conservative assumptions may then be made to quantify the error and/or uncertainty associated with these parameters. Once the principles of the methodology to be implemented for fluence evaluation have been defined and tested on simple cases, the development of a numerical model of the adapted calculation scheme will be carried out. Depending on the data available, a concrete case will be studied to validate or compare the results obtained with other calculation schemes.