Ces dernières années, la physique des neutrinos a présenté de nouvelles perspectives de physique appliquée. En effet, les antineutrinos (ne) émis par une centrale nucléaire dépendent du combustible : leur détection constituerait donc une sonde permettant de déterminer la composition isotopique du coeur. L'Agence Internationale de l'Énergie Atomique (AIEA) a montré son intérêt pour le potentiel de cette détection comme nouvel outil au profit de son département des Garanties et a créé un groupe de travail ad hoc dédié. Notre objectif est de déterminer le degré de précision d'une part atteint par la détection des ne et d'autre part requis pour être utile à l'AIEA et d'en déduire les performances requises pour un détecteur de l'ordre du m3. Nous présentons d'abord la physique sur laquelle repose notre étude de faisabilité : les neutrinos, la décroissance b des produits de fission (PF) et leur conversion en spectre d'ne. Nous présentons ensuite nos outils de simulation : le code MCNP Utility for Reactor Evolution (MURE) développé au sein de l'IN2P3 initialement pour étudier les réacteurs de Génération IV. Grâce au code MURE couplé aux bases de données nucléaires, nous construisons les spectres d'ne en sommant les contributions des PF. Cette méthode est la seule qui permette de calculer les spectres d'ne associés à des réacteurs du futur : nous présentons les prédictions de spectres pour des combustibles innovants. Nous calculons ensuite l'émission en ne associée à différents concepts de réacteurs actuels et futurs, dans le but de déterminer la sensibilité de la sonde ne à différents scénarios de détournement en tenant compte des contraintes imposées par la neutronique.

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que caracterizarán a la siguiente generación de reactores nucleares. Estos reactores se caracterizaran por una gestión más eficiente del combustible nuclear, un incremento en las exigencias de seguridad y una alta competitividad económica. Con tales objetivos, GIF propuso una serie de diseños potencialmente capaces de alcanzarlos. Estos diseños son tecnológicamente muy distintos a las plantas nucleares comerciales actuales al utilizar neutrones de espectro rápido y consecuentemente refrigeración por metales líquidos. Estos nuevos diseños requieren el desarrollo y validación de herramientas computacionales capaces de simular el comportamiento de la planta tanto en fase estacionaria como en transitoria y por tanto sean aplicables en los procesos de diseño y licitación de dichas plantas. El objetivo de esta tesis es el de adaptar los códigos computacionales actuales aplicados a la simulación de reactores refrigerados por agua a reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tales como el sodio o el plomo y el desarrollo de modelos capaces de simular de una manera consistente el comportamientos de los sistemas ante determinados eventos que constituyen la base de diseño de la planta Para ello se adaptaran dichos códigos a la fenomenología específica de estos reactores, se desarrollaran modelos termo-hidráulicos y neutrónicos tanto unidimensionales como tridimensionales de los diseños propuestos y se validarán los resultados para demostrar su aplicabilidad. El trabajo incluye la implementación de correlaciones específicas para habilitar los códigos para el cálculo de la condiciones termo-hidráulicas de los refrigerantes así como la adaptación de los esquemas de acoplamiento termo-hidráulico-neutrónicos existentes a esta nueva tecnología. / Lázaro Chueca, A. (2014). Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/39353 / TESIS

The main goal of the thesis was a selection of appropriate thermal cycles for the considerated nuclear power stations with the Generation IV reactors. Characterization and specification of the parametres of the Brayton and the Rankine-Clausi thermodynamic cycle, their optimalization with regard to the parametres of the first cycle was made, than analysis of cycles´properties, mostly efficiency, output and process layout.

The Generation IV International Forum (GIF) has initiated an international collaboration for the research and development of the Generation IV future nuclear energy systems. The Canadian PT-SCWR is Canada’s contribution to the GIF as a GEN-IV advanced energy system. The PT-SCWR is a pressure tube reactor type and considered as an evolution of the conventional CANDU reactor. The PT-SCWR is characterized by bi-directional coolant flow through the High Efficiency Re-entrant Channel (HERC). The Canadian SCWR is a unique design involving high pressure and temperature coolant, a light water moderator, and a thorium-plutonium fuel, and is unlike any operating or conceptual reactor at this time. The SCWR does share some features in common with the BWR configuration (direct cycle, control blades etc…), CANDU (separate low temperature moderator), and the HTGR/HTR (coolant with high propensity to up-scatter), and so it represents a hybrid of many concepts. Because of its hybrid nature there have been subtle feedback effects reported in the literature which have not been fully analyzed and are highly dependent on these unique characteristics in the core. Also given the significant isotopic changes in the fuel it is necessary to understand how the feedback mechanisms evolve with fuel depletion. Finally, given the spectral differences from both CANDU and HTR reactors further study on the few-energy group homogenization is needed. The three papers in this thesis address each one of these issues identified in literature. Models were created using the SCALE (Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation) code package. Through this work, it was found that the lattice is affected by more than one large individual phenomenon but that these phenomena cancel one another to have a small net final change. These phenomena are highly affected by the coolant properties which have major roles in neutron thermalization process since the PT-SCWR is characterized by a tight lattice pitch. It was observed that fresh and depleted fuel have almost similar behaviour with small differences due to the Pu depletion and the production of minor actinides, 233U and xenon. It was also found that a higher thermal energy barrier is recommended for the two-energy-group structure since the PT-SCWR is characterized by a large coolant temperature compared to the conventional water thermal reactors. Two, three and four optimum energy group structure homogenizations were determined based on the behaviour of the neutron multiplication factor and other reactivity feedback coefficients. Robust numerical computations and experience in the physics of the problem were used in the few-energy group optimization methodology. The results show that the accuracy of the expected solution becomes highly independent of the number of energy groups with more than four energy groups used. / Thesis / Doctor of Philosophy (PhD)

Depuis la fermeture de Phénix en 2010 le CEA ne possède plus de réacteur au sodium. Vus les enjeux énergétiques et le potentiel de la filière, le CEA a lancé un programme de démonstrateur industriel appelé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), réacteur d’une puissance de 600MW électriques (1500 MW thermiques). L’objectif du prototype est double, être une réponse aux contraintes environnementales et démontrer la viabilité industrielle :• De la filière RNR-Na, avec un niveau de sureté au moins équivalent aux réacteurs de 3ème génération, du type de l’EPR. ASTRID intégrera dès la conception le retour d’expérience de Fukushima ;• Du retraitement des déchets (transmutation d’actinide mineur) et de la filière qui lui serait liée.La sûreté de l’installation est prioritaire, aucun radioélément ne doit être rejeté dans l’environnement, et ce dans toutes les situations. Pour atteindre cet objectif, il est impératif d’anticiper l’impact des nombreuses sources d’incertitudes sur le comportement du réacteur et ce dès la phase de conception. C’est dans ce contexte que s’inscrit cette thèse dont l’ambition est le développement de nouvelles méthodes d’optimisation des cœurs des RNR-Na. L’objectif est d’améliorer la robustesse et la fiabilité des réacteurs en réponse à des incertitudes existantes. Une illustration sera proposée à partir des incertitudes associées à certains régimes transitoires dimensionnant. Nous utiliserons le modèle ASTRID comme référence pour évaluer l’intérêt des nouvelles méthodes et outils développés.L’impact des incertitudes multi-Physiques sur le calcul des performances d’un cœur de RNR-Na et l’utilisation de méthodes d’optimisation introduisent de nouvelles problématiques :• Comment optimiser des cœurs « complexes » (i.e associés à des espaces de conception de dimensions élevée avec plus de 20 paramètres variables) en prenant en compte les incertitudes ?• Comment se comportent les incertitudes sur les cœurs optimisés par rapport au cœur de référence ?• En prenant en compte les incertitudes, les réacteurs sont-Ils toujours considérés comme performants ?• Les gains des optimisations obtenus à l’issue d’optimisations complexes sont-Ils supérieurs aux marges d’incertitudes (qui elles-Mêmes dépendent de l’espace paramétrique) ?La thèse contribue au développement et à la mise en place des méthodes nécessaires à la prise en compte des incertitudes dans les outils de simulation de nouvelle génération. Des méthodes statistiques pour garantir la cohérence des schémas de calculs multi-Physiques complexes sont également détaillées.En proposant de premières images de cœur de RNR-Na innovants, cette thèse présente des méthodes et des outils permettant de réduire les incertitudes sur certaines performances des réacteurs tout en les optimisant. Ces gains sont obtenus grâce à l’utilisation d’algorithmes d’optimisation multi-Objectifs. Ces méthodes permettent d’obtenir tous les compromis possibles entre les différents critères d’optimisations comme, par exemple, les compromis entre performance économique et sûreté. / Since Phenix shutting down in 2010, CEA does not have Sodium Fast Reactor (SFR) in operating condition. According to global energetic challenge and fast reactor abilities, CEA launched a program of industrial demonstrator called ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), a reactor with electric power capacity equal to 600MW. Objective of the prototype is, in first to be a response to environmental constraints, in second demonstrates the industrial viability of:• SFR reactor. The goal is to have a safety level at least equal to 3rd generation reactors. ASTRID design integrates Fukushima feedback;• Waste reprocessing (with minor actinide transmutation) and it linked industry.Installation safety is the priority. In all cases, no radionuclide should be released into environment. To achieve this objective, it is imperative to predict the impact of uncertainty sources on reactor behaviour. In this context, this thesis aims to develop new optimization methods for SFR cores. The goal is to improve the robustness and reliability of reactors in response to existing uncertainties. We will use ASTRID core as reference to estimate interest of new methods and tools developed.The impact of multi-Physics uncertainties in the calculation of the core performance and the use of optimization methods introduce new problems:• How to optimize “complex” cores (i.e. associated with design spaces of high dimensions with more than 20 variable parameters), taking into account the uncertainties?• What is uncertainties behaviour for optimization core compare to reference core?• Taking into account uncertainties, optimization core are they still competitive? Optimizations improvements are higher than uncertainty margins?The thesis helps to develop and implement methods necessary to take into account uncertainties in the new generation of simulation tools. Statistical methods to ensure consistency of complex multi-Physics simulation results are also detailed.By providing first images of innovative SFR core, this thesis presents methods and tools to reduce the uncertainties on some performance while optimizing them. These gains are achieved through the use of multi-Objective optimization algorithms. These methods provide all possible compromise between the different optimization criteria, such as the balance between economic performance and safety.

Ce travail se place dans le cadre des réacteurs nucléaires de 4ème génération tels que les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G), pour lesquels des matériaux réfractaires comme le nitrure de titane (TiN) enroberont le combustible afin de permettre la rétention des produits de fission. Cette étude a porté sur le comportement thermique intragranulaire du xénon dans des échantillons de TiN obtenus par frittage à chaud sous charge. Le rôle de la microstructure sur le comportement thermique du xénon a été étudié. Plusieurs lots ont ainsi été synthétisés sous différentes conditions de température et de composition de la poudre initiale. Le xénon a été introduit par implantation ionique. Les échantillons ont ensuite subi des traitements thermiques entre 1300°C et 1600°C, soient les températures accidentelles envisagées. Un transport majoritaire du xénon vers la surface a été mis en évidence. Ce dernier est ralenti lorsque la température de frittage augmente. Des différences de comportement ont été observées selon les poudres mises en oeuvre dans la synthèse et selon l'orientation cristalline du grain considéré. Le relâchement du xénon a également été corrélé à l’oxydation de TiN. Des bulles de Xe dès 0,38 % atomique ont été observées. Leur taille est proportionnelle à la concentration en Xe et augmente avec la température de recuit, d’où une certaine mobilité du Xe au sein de TiN. Plusieurs mécanismes pouvant expliquer cette mobilité sont proposés. En complément, des calculs ab initio ont confirmé le caractère fortement insoluble du Xe dans TiN et révélé que les bilacunes sont les plus favorables à l'incorporation du xénon au sein de ce matériau. / This work concerns the generation IV future nuclear reactors such as gas-cooled fast reactor (GFR) for which refractory materials as titanium nitride (TiN) are needed to surround fuel and act as a fission product diffusion barrier. This study is about Xe thermal behavior in sintered titanium nitride. Microstructure effects on Xe behavior have been studied. In this purpose, several syntheses have been performed using differents sintering temperatures and initial powder compositions. Xenon species have been introduced into samples by ionic implantation. Then, samples were annealed in temperature range from 1300°C to 1600°C, these temperatures being the accidental awaited temperature. A transport of xenon towards sample surface has been observed. Transport rate seems to be slow down when increasing sintering temperature. The composition of initial powder and the crystallographic orientation of each considered grain also influence xenon thermal behavior. Xenon release has been correlated with material oxidation during annealing. Xenon bubbles were observed. Their size is proportional with xenon concentration and increases with annealing temperature. Several mechanisms which could explain Xe intragranular mobility in TiN are proposed. In addition with experiments, very low Xe solubility in TiN has been confirmed by ab initio calculations. So, bivacancies were found to be the most favoured Xe incorporation sites in this material.

Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l’emploi de matériaux d’enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l’irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l’oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d’implantation sur la migration thermique du xénon dans le ZrC0.95O0.05, des ions 136Xe2+ ont été implantés à une énergie de 800 keV à trois fluences : 1015, 1016 et 1017 at/cm². Les échantillons ont ensuite été recuits sous vide secondaire dans une gamme de températures de 1500 à 1800°C. Les profils de distribution du xénon ont été mesurés par RBS ou par SIMS. Des analyses par MET, MEB, NBS et PAS-DBS ont été réalisées à chaque étape. Cette étude a montré qu’à 1015 et 1016 at/cm2 le xénon est piégé dans des bulles nanométriques dans les murs de dislocations. A 1017 at/cm2, la coalescence des bulles de plus grandes tailles conduit au relâchement du xénon aux joints de grains. Pour les échantillons de ZrC0,8O0,2, les recuits conduisent à une oxydation de surface corrélée à un important relâchement du xénon. Parallèlement, des expériences d’irradiation ont été effectuées sur la plateforme JANNUS et auprès du Tandem afin de déterminer le rôle respectif des dégâts balistiques et électroniques sur la migration du xénon. Nous avons observé que ces conditions d’irradiation n’entrainaient pas de migration du xénon / Refractory ceramics are considered for the GEN IV reactors (GFR). Transition metal carbides, like ZrC, are candidates as components for fuel elements owing to their good thermal stability and their neutronic performance. An extensive study was carried out to elucidate the role of temperature on the diffusion of xenon, an abundant and volatile radionuclide, in zirconium oxycarbide. For that purpose, dense zirconium carbide samples ZrC0.8O0.2 and ZrC0.95O0.05 were synthesized using Spark Plasma Sintering and Hot Pressing. 136Xe2+ ions were implanted at three fluencies: 1015, 1016 and 1017 at/cm2, at an energy of 800 keV. Thermal annealing were carried out under vacuum in a temperature range of 1500°C to 1800°C. The Xe distribution profiles were measured either by Rutherford Backscattering Spectrometry or by Secondary Ion Mass Spectrometry before and after the different treatments. Our results show that the ZrC0.8O0.2 stoichiometry is not stable at high temperature and for the ZrC0.95O0.05 stoichiometry, the Xe migration behaviour depends on the implantation fluence. The role of the implantation defects, their evolution during annealing and the trapping of Xe into bubbles was evidenced using Positron Annihilation Lifetime Spectroscopy and Transmission Electron Microscopy. In order to simulate the effects due to neutron irradiation, irradiation experiments were carried out at the JANNUS irradiation platform at CEA Saclay and the Alto Tandem accelerator at Orsay taking into account the respective roles of the ballistic and electronic processes. We observed that no xenon migration occurred after irradiation

Background Nuclear reactors utilizing molten fuels rather than solid fuels show a massive advantage in energy yield, waste handling and safety features. The only successful reactor utilizing a molten fuel was called the ‘Molten Salt Reactor Experiment’ (MSRE), built and operated in the Oak Ridge national laboratory (ORNL) in Tennessee, U.S.A. during the 1960s. The molten salts in question are fluoride compounds under the name of “FLiBe”. In this thesis, the heat exchangers of the MSRE are modelled and simulated, with the aim to test whether current computational fluid dynamics (CFD) software and mathematical models can accurately predict molten salt heat transfer behaviour.  Methods All programs used are open-source and/or free-access to facilitate open collaboration between researchers in this growing field. All models and findings produced in this thesis are free to use for future research. The program Onshape was used to draw CAD-models based on hand-drawn technical documents released by ORNL. Several programs, e.g., Simscale and Salome, were used to create high detailed meshes of the heat exchangers. The CFD software Simscale and OpenFOAM have been used to simulate the heat exchangers, using the 𝑘 − 𝜔 𝑆𝑆𝑇 Reynolds averaged Navier-Stokes (RANS) turbulence model to perform a multiregion conjugate heat transfer (CHT) analysis. The program Paraview has been used for all post-processing on the large datasets.  Results A working toolchain with open-source programs for CFD has been identified. Highly detailed, full-scale and accurate CAD-drawings of the two heat exchangers have been produced. Models have been finely meshed, containing tens of millions of cells, with good quality measures. The simulations produced physically sound and valuable data: Great heat transfer predictive capability with high accuracy to the data presented by ORNL. Pressure data showed a consistent over-prediction with a factor of ~2. Possibility of error within the MSRE measurement.  Conclusions CHT using modern turbulence methods work well for the intended purpose and can be used by industry to simulate molten salt heat transfer. Open-source programs perform well and can be used by researchers to share ideas and progress. Doubts around certain measurements from the MSRE, showing large uncertainties. Future projects have been outlined to continue the work performed in this thesis. Molten salt reactors show fantastic promise as an energy generation method and should be seriously considered for the future of clean, reliable energy.

A breed-and-burn molten salt reactor (BBMSR) concept is proposed to address the Generation IV fuel cycle sustainability objective in a once-through cycle with low enrichment and no reprocessing. The BBMSR uses separate fuel and coolant molten salts, with the fuel contained in assemblies of individual tubes that can be shuffled and reclad periodically to enable high burnup. In this dual-salt configuration, the BBMSR may overcome several limitations of previous breed-and-burn (B$\&$B) designs to achieve high uranium utilisation with a simple, passively safe design. A central challenge in design of the BBMSR fuel is balancing the neutronic requirement of large fuel volume fraction for B$\&$B mode with the thermal-hydraulic requirements for safe and economically competitive reactor operation. Natural convection of liquid fuel within the tubes aids heat transfer to the coolant, and a systematic approach is developed to efficiently model this complex effect. Computational fluid dynamics modelling is performed to characterise the unique physics of the system and produce a new heat transfer correlation, which is used alongside established correlations in a numerical model. A design framework is built around this numerical model to iteratively search for the limiting power density of a given fuel and channel geometry, applying several defined temperature and operational constraints. It is found that the trade-offs between power density, core pressure drop, and pumping power are lessened by directing the flow of coolant downwards through the channel. Fuel configurations that satisfy both neutronic and thermal-hydraulic objectives are identified for natural, 5$\%$ enriched, and 20$\%$ enriched uranium feed fuel. B$\&$B operation is achievable in the natural and 5$\%$ enriched versions, with power densities of 73 W/cm$^3$ and 86 W/cm$^3$, and theoretical uranium utilisations of 300 $\mathrm{MWd/kgU_{NAT}}$ and 25.5 $\mathrm{MWd/kgU_{NAT}}$, respectively. Using 20$\%$ enriched feed fuel relaxes neutronic constraints so a wider range of fuel configurations can be considered, but there is a strong inverse correlation between power density and uranium utilisation. The fuel design study demonstrates the flexibility of the BBMSR concept to operate along a spectrum of modes ranging from high fuel utilisation at moderate power density using natural uranium feed fuel, to high power density and moderate utilisation using 20$\%$ uranium enrichment.