Dans ces travaux de thèse, la diffusion thermique des neutrons pour l’application aux réacteurs à eau légère a été étudiée. Le modèle de loi de diffusion thermique de l’hydrogène lié à la molécule d’eau de la bibliothèque de données nucléaires JEFF-3.1.1 est basée sur des mesures expérimentales réalisées dans les années soixante. La physique de diffusion de neutrons de cette bibliothèque a été comparée à un modèle basé sur les calculs de dynamique moléculaire développé au Centre Atomique de Bariloche (Argentine), à savoir le modèle CAB. L’impact de ces modèles a également été évalué sur le programme expérimental MISTRAL (configurations UOX et MOX) réalisé dans le réacteur de puissance nulle EOLE situé au CEA Cadarache (France). La contribution de la diffusion thermique des neutrons sur l’hydrogène dans l’eau a été quantifiée sur le calcul de la réactivité et sur l’erreur de calcul du coefficient de température isotherme (reactivity temperature Coefficient en anglais - RTC).Pour le réseau UOX, l’écart entre la réactivité calculée à 20 °C avec le modèle CAB et celle du JEFF-3.1.1 est de +90 pcm, tandis que pour le réseau MOX, il est de +170 pcm à cause de la sensibilité élevée de la diffusion thermique pour ce type de combustible. Dans la plage de température de 10 °C à 80 °C, l’erreur de calcul sur le RTC est de -0.27 ± 0.3 pcm/°C avec JEFF-3.1.1 et de +0.05 ± 0.3 pcm/°C avec le modèle CAB pour le réseau UOX. Pour la configuration MOX, il est de -0.98 ± 0.3 pcm/°C et -0.72 ± 0.3 pcm/°C obtenu respectivement avec la bibliothèque JEFF-3.1.1 et avec le modèle CAB. Les résultats montrent l’apport du modèle CAB dans le calcul de ce paramètre de sureté. / In the present report it was studied the neutron thermal scattering of light water for reactors application. The thermal scattering law model of hydrogen bounded to the water molecule of the JEFF-3.1.1 nuclear data library is based on experimental measures performed in the sixties. The scattering physics of this latter was compared with a model based on molecular dynamics calculations developed at the Atomic Center in Bariloche (Argentina), namely the CAB model. The impact of these models was evaluated as well on reactor calculations at cold conditions. The selected benchmark was the MISTRAL program (UOX and MOX configurations), carried out in the zero power reactor EOLE of CEA Cadarache (France). The contribution of the neutron thermal scattering of hydrogen in water was quantified in terms of the difference in the calculated reactivity and the calculation error on the isothermal reactivity temperature coefficient (RTC). For the UOX lattice, the calculated reactivity with the CAB model at 20 °C is +90 pcm larger than JEFF-3.1.1, while for the MOX lattice is +170 pcm because of the high sensitivity of thermal scattering to this type of fuels. In the temperature range from 10 °C to 80 °C, the calculation error on the RTC is -0.27 ± 0.3 pcm/°C and +0.05 ± 0.3 pcm/°C obtained with JEFF-3.1.1 and the CAB model respectively (UOX lattice). For the MOX lattice, is -0.98 ± 0.3 pcm/°C and -0.72 ± 0.3 pcm/°C obtained with the JEFF-3.1.1 library and with the CAB model respectively. The results illustrate the improvement of the CAB model in the calculation of this safety parameter.

Dans le cadre des études neutroniques d'innovation sur les cœurs de Réacteurs à Eau légère Pressurisée (REP) de 3ème génération, la recherche de l'économie des ressources naturelles est fondamentale afin de pérenniser la filière électronucléaire. Cette étude consiste à rechercher l'économie des ressources par la conception de cœurs de réacteurs à hauts facteurs de conversion, s'appuyant sur des combustibles oxydes mixtes à base de thorium / uranium / plutonium, ainsi que d'élaborer des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles (plutonium et 233U). La démarche s'est déroulée en quatre étapes. Deux domaines d'étude ont tout d'abord été identifiés, le premier concerne les faibles rapports de modération (RM) et un combustible ThPuO2, le second les RM standards à accrus et un combustible ThUO2. La première voie a conduit à l'étude de Réacteurs Sous-Modérés (RSM) selon les critères de production d'233U accrue et de consommation limitée de plutonium. Deux concepts ont été retenus en particulier, à partir desquels des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles ont été élaborées. La production et le recyclage de l'233U exclusivement en RSM limitent l'économie annuelle d'Unat à 30% environ. Il a été mis en évidence que le besoin en plutonium des RSM producteurs d'233U est le facteur limitant. C'est pourquoi un dernier chapitre évalue comment la production d'233U au sein de REP, dès 2020, permet de favoriser la transition vers un cycle symbiotique REP/RSM en relâchant la contrainte sur les inventaires de plutonium. Cette stratégie laisse présager une économie annuelle de l'ordre de 65% d'Unat par rapport à la poursuite du mono-recyclage du MOX en REP.

Dans le cadre des études neutroniques d'innovation sur les cœurs de Réacteurs à Eau légère Pressurisée (REP) de 3ème génération, la recherche de l'économie des ressources naturelles est fondamentale afin de pérenniser la filière électronucléaire. Cette étude consiste à rechercher l'économie des ressources par la conception de cœurs de réacteurs à hauts facteurs de conversion, s'appuyant sur des combustibles oxydes mixtes à base de thorium / uranium / plutonium, ainsi que d'élaborer des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles (plutonium et 233U). La démarche s'est déroulée en quatre étapes. Deux domaines d'étude ont tout d'abord été identifiés, le premier concerne les faibles rapports de modération (RM) et un combustible ThPuO2, le second les RM standards à accrus et un combustible ThUO2. La première voie a conduit à l'étude de Réacteurs Sous-Modérés (RSM) selon les critères de production d'233U accrue et de consommation limitée de plutonium. Deux concepts ont été retenus en particulier, à partir desquels des stratégies de multi-recyclage des matières fissiles ont été élaborées. La production et le recyclage de l'233U exclusivement en RSM limitent l'économie annuelle d'Unat à 30% environ. Il a été mis en évidence que le besoin en plutonium des RSM producteurs d'233U est le facteur limitant. C'est pourquoi un dernier chapitre évalue comment la production d'233U au sein de REP, dès 2020, permet de favoriser la transition vers un cycle symbiotique REP/RSM en relâchant la contrainte sur les inventaires de plutonium. Cette stratégie laisse présager une économie annuelle de l'ordre de 65% d'Unat par rapport à la poursuite du mono-recyclage du MOX en REP. / Within the framework of innovative neutronic conception of Pressurized Light Water Reactors (PWR) of 3rd generation, saving of natural resources is of paramount importance for sustainable nuclear energy production. This study consists in the one hand to design high Conversion Reactors exploiting mixed oxide fuels composed of thorium / uranium / plutonium, and in the other hand, to elaborate multirecycling strategies of both plutonium and 233U, in order to maximize natural resources economy. This study has two main objectives: first the design of High Conversion PWR (HCPWR) with mixed oxide fuels composed of thorium / uranium / plutonium, and secondly the setting up of multirecycling strategies of both plutonium and 233U, to better natural resources economy. The approach took place in four stages. Two ways of introducing thorium into PWR have been identified: the first is with low moderator to fuel volume ratios (MR) and ThPuO2 fuel, and the second is with standard or high MR and ThUO2 fuel. The first way led to the design of under-moderated HCPWR following the criteria of high 233U production and low plutonium consumption. This second step came up with two specific concepts, from which multirecycling strategies have been elaborated. The exclusive production and recycling of 233U inside HCPWR limits the annual economy of natural uranium to approximately 30%. It was brought to light that the strong need in plutonium in the HCPWR dedicated to 233U production is the limiting factor. That is why it was eventually proposed to study how the production of 233U within PWR (with standard MR), from 2020. It was shown that the anticipated production of 233U in dedicated PWR relaxes the constraint on plutonium inventories and favours the transition toward a symbiotic reactor fleet composed of both PWR and HCPWR loaded with thorium fuel. This strategy is more adapted and leads to an annual economy of natural uranium of about 65%.