L'énergie nucléaire est l'une des plus propres en matière d'émission de gaz à effet de serre et, malgré ses atouts, elle n'est développée que dans quelques pays du monde. La sûreté reste une question ouverte pour l'avenir de cette énergie après l'accident de Fukushima. En France, la loi de 2006 sur la gestion des déchets soutient le développement d'une nouvelle génération de réacteurs nucléaires et du prototype de Réacteur Technologiquement Avancé au Sodium pour la Démonstration Industrielle (projet ASTRID) qui vise à apporter une réponse industrielle et technologique à de nombreux enjeux de ce siècle. L'une des préoccupations de la technologie du Réacteur à Neutrons Rapide et caloporteur sodium (RNR Na) est la perte de ce dernier car elle pourrait entraîner un emballement de la réaction en chaîne si l'effet en réactivité de vidange sodium (SVRE) est positif. Lorsque le sodium est retiré du cœur, deux effets antagonistes se produisent qui affectent l'équilibre neutronique: l'un augmente la réactivité du cœur et est appelé la composante centrale (CC) et l'autre est la composante de fuite (LC) avec un effet négatif sur la réactivité. Maximiser la dernière composante est l'une des réponses pour augmenter la sûreté inhérente aux RNR-Na. C'est pourquoi le CEA a développé un concept de cœur innovant: le «Cœur à Faible Vidange» (CFV) qui donne une SVRE négatif. Cependant, de telles innovations doivent être validées expérimentalement et l'incertitude sur cet effet en réactivité doit être maîtrisée. En soutien au développement des RNR Na : la base de données expérimentale existante est assez importante (PRE-RACINE, CIRANO, BFS). / The nuclear energy is one of the cleanest energy in regard of greenhouse gas emission and despite its assets is only developed in few countries in the world. Safety remains an open issue for the future of this energy after the Fukushima accident . In France the 2006 law on the waste management ensures the development of a new generation of nuclear reactor and has lead to the Advanced Sodium Technology Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) which aims to bring an industrial and technological advanced answer to many issues of this century. One of the concerns in the sodium cooled fast reactor (SFR) technology is the loss of sodium coolant accident because it might lead to a snowball effect in the chain reaction if the sodium void reactivity effect (SVRE) is positive. When the sodium is removed from the core, two antagonistic effects arise that affect the neutron balance: one increases the reactivity of the core and is called the central component (CC) and the other is the leakage component (LC) with a negative feedback on the reactivity. Maximizing the last component is one of the answer to increase the inherent safety of the SFRs. That is why the CEA has developed an innovative core design: the “Cœur à Faible Vidange” (CFV : Core with low void effect) which exhibits a negative SVRE. However, such innovations have to be experimentally validated and the uncertainty on this reactivity effect has to be mastered. In support of SFRs the existing experimental data base is quite large (PRE-RACINE, CIRANO, BFS).

L'objectif de ce travail de thèse est d'examiner le rôle de la sous-criticité du coeur, en tant que moyen pour améliorer la sûreté des systèmes nucléaires innovants, notamment des réacteurs à sel fondu, dédiés à la production d'énergie et/ou à la transmutation/incinération des déchets nucléaires. La sûreté intrinsèque est considérée comme l'objectif ultime de cette amélioration. Une tentative d'appliquer une approche systématisée pour l'analyse de la contribution de la sous-criticitité au comportement intrinsèque des systèmes hybrides est effectuée. Les résultats de cette étude prouvent que la sous-criticité améliore bien la sûreté des réacteurs nucléaires, et même, dans certaines configurations, permet d'attendre la sûreté intrinsèque. Dans tous les cas, un choix approprié du niveau de sous-criticité rend les transitoires plus lents et monotones. Il est montré que le point faible pour des systèmes hybrides avec une source indépendante de neutrons sont les transitoires thermo-hydrauliques non protégés tandis que pour des hybrides avec des sources couplées ce sont les transitoires de réactivité. Pour surmonter les inconvénients intrinsèques à ces deux types de systèmes hybrides, un nouveau principe de réalisation des systèmes hybrides couplés est proposé (concept DENNY). De plus, des approches, qui permettent de remédier à certains problèmes de sûreté, sont proposées. Une analyse préliminaire du potentiel de sûreté intrinsèque pour un réacteur à sel fondu avec spectre rapide (concept REBUS) est effectuée. Enfin, le potentiel des sources alternatives de neutrons basées sur des réactions thermonucléaires et photo-nucléaires est examiné.