La conception du coeur d’un réacteur nucléaire est fortement multidisciplinaire (neutronique, thermo-hydraulique, thermomécanique du combustible, physique du cycle, etc.). Le problème est aussi de type multi-objectif (plusieurs performances) à grand nombre de dimensions (plusieurs dizaines de paramètres de conception).Les codes de calculs déterministes utilisés traditionnellement pour la caractérisation des coeurs demandant d’importantes ressources informatiques, l’approche de conception classique rend difficile l’exploration et l’optimisation de nouveaux concepts innovants. Afin de pallier ces difficultés, une nouvelle méthodologie a été développée lors de ces travaux de thèse. Ces travaux sont basés sur la mise en oeuvre et la validation de schémas de calculs neutronique et thermo-hydraulique pour disposer d’un outil de caractérisation d’un coeur de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium tant du point de vue des performances neutroniques que de son comportement en transitoires accidentels.La méthodologie mise en oeuvre s’appuie sur la construction de modèles de substitution (ou métamodèles) aptes à remplacer la chaîne de calcul neutronique et thermo-hydraulique. Des méthodes mathématiques avancées pour la planification d’expériences, la construction et la validation des métamodèles permettent de remplacer cette chaîne de calcul par des modèles de régression au pouvoir de prédiction élevé.La méthode est appliquée à un concept innovant de coeur à Faible coefficient de Vidange sur un très large domaine d’étude, et à son comportement lors de transitoires thermo-hydrauliques non protégés pouvant amener à des situations incidentelles, voire accidentelles. Des analyses globales de sensibilité permettent d’identifier les paramètres de conception influents sur la conception du coeur et son comportement en transitoire. Des optimisations multicritères conduisent à des nouvelles configurations dont les performances sont parfois significativement améliorées. La validation des résultats produits au cours de ces travaux de thèse démontre la pertinence de la méthode au stade de la préconception d’un coeur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium. / Nuclear reactor core design is a highly multidisciplinary task where neutronics, thermal-hydraulics, fuel thermo-mechanics and fuel cycle are involved. The problem is moreover multi-objective (several performances) and highly dimensional (several tens of design parameters).As the reference deterministic calculation codes for core characterization require important computing resources, the classical design method is not well suited to investigate and optimize new innovative core concepts. To cope with these difficulties, a new methodology has been developed in this thesis. Our work is based on the development and validation of simplified neutronics and thermal-hydraulics calculation schemes allowing the full characterization of Sodium-cooled Fast Reactor core regarding both neutronics performances and behavior during thermal hydraulic dimensioning transients.The developed methodology uses surrogate models (or metamodels) able to replace the neutronics and thermal-hydraulics calculation chain. Advanced mathematical methods for the design of experiment, building and validation of metamodels allows substituting this calculation chain by regression models with high prediction capabilities.The methodology is applied on a very large design space to a challenging core called CFV (French acronym for low void effect core) with a large gain on the sodium void effect. Global sensitivity analysis leads to identify the significant design parameters on the core design and its behavior during unprotected transient which can lead to severe accidents. Multi-objective optimizations lead to alternative core configurations with significantly improved performances. Validation results demonstrate the relevance of the methodology at the predesign stage of a Sodium-cooled Fast Reactor core.

Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent 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 thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...) / Fast reactors (FR) can give value to the plutonium produced by the existing light water reactors and allow the transmutation of a significant part of the final nuclear waste. These features offer industrial prospects for this technology and new projects are currently studied in the world such as ASTRID prototype in France. Future FRs will have also to satisfy new requirements in terms of competitiveness, safety and reliability. In this context, the new core concept envisaged for ASTRID incorporate innovative features that improve the safety of the reactor in case of accident. The proposed design achieves a sodium voiding effect close to zero: it includes a fertile plate in the middle of the core and a sodium plenum in the upper part in order to increase the neutron leakage in case of sodium voiding. This heterogeneous design represents a challenge for the calculation tools and methods used so far to evaluate the neutronic parameters in traditional homogeneous cores. These methods have been improved over the thesis to rigorously treat the neutron streaming, especially at the mediums interfaces. These enhancements have consisted in the development of a specific analysis methodology based on perturbation theory and using a modern three dimensional Sn transport solver. This work has allowed on the one hand, to reduce the bias on static neutronic parameters in comparison with Monte Carlo methods, and, on the other hand, to obtain more accurate spatial distributions of neutronic effects including the reactivity feedback coefficients used for transient analysis. The analysis of the core behavior during transients has also allowed estimating the impact of reactivity feedback coefficients assessment improvements. In conjunction with this work, innovative methods based on the evaluation of local sensitivities coefficients have been proposed to assess the uncertainties associated to local reactivity effects. These uncertainties include the correlations between the different local parameters. The propagation during transients with these methods has allowed an estimation of temperature distributions achieved in the core and also to determine the available safety margins before sodium boiling.