L'objectif de cette thèse était d'aboutir à une meilleure compréhension du comportement thermique d'un calorimètre, différentiel non adiabatique permanent, dédié à la mesure de l'échauffement nucléaire en MTR, puis à une optimisation de ce capteur et des méthodes de mesures associées et enfin à une proposition d'une configuration calorimétrique « miniaturisée ». Du fait du principe même de la calorimétrie (quantification d'énergie à partir de mesures de températures), une approche analytique ciblant les aspects thermiques a été conduite. Cette thèse a consisté à la conception, au développement et à l'exploitation de nouveaux outils analytiques thermiques expérimentaux et numériques. Un modèle thermique 2D axisymétrique résolu par méthode des éléments finis (code CAST3M) a été mis en œuvre, validé et utilisé en conditions non irradiées ou irradiées dans le cadre d'une étude paramétrique complète portant sur la réponse de différentes configurations calorimétriques. Ces travaux ont permis le dimensionnement d'un capteur plus sensible adapté aux conditions ciblées lors des premières campagnes d'irradiation en périphérie du réacteur OSIRIS (< 2W/g). Ces travaux ont également permis de définir une nouvelle cellule calorimétrique à échange directionnel radial, plus compacte pour des expériences futures en cœur du réacteur RJH à fort échauffement nucléaire (20W/g). Un dispositif expérimental a été conçu afin d'étudier le calorimètre plus sensible pour différentes contraintes thermiques (puissance injectée, température du fluide caloporteur) et fluidiques (intensité de la convection forcée) imposées. / The aim of this thesis was to reach a better understanding of the calorimeter thermal behavior of a calorimeter, differential non-adiabatic permanent, dedicated to the nuclear heating measurement in MTR, an optimization of the sensor and measurement methods associated and finally a suggestion of a calorimetric configuration "miniaturized." Because of the principle of calorimetry (quantification of energy from temperature measurements), an analytical approach targeting thermal aspects was carried out. This thesis consisted of designing, development and exploitation of new experimental and numerical analytical thermal tools. A 2D axisymmetric thermal model solved by finite element method (CAST3M code) was implemented, validated and used in conditions unirradiated or irradiated through a complete parametric study related to the response of different calorimetric configurations. This work has allowed to design a more sensitive sensor adapted to conditions targeted for the first irradiation campaigns on the OSIRIS reactor reflector (<2W/g). These studies have also allowed to define a new calorimetric cell with radial directional exchange, more compact for future experiments in the RJH core with high nuclear heating (20W/g). An experimental set up was designed to study the most sensitive calorimeter in different thermal conditions (injected power, coolant temperature) and flow conditions (intensity of forced convection) imposed.

Les programmes d’irradiations technologiques menés dans les réacteurs expérimentaux sont d’une importance cruciale pour le soutien du parc électronucléaire actuel en termes d’étude et d’anticipation du comportement sous irradiation des combustibles et des matériaux de structures. Ces programmes permettent d’améliorer la sûreté des réacteurs actuels et également d’étudier les matériaux pour les nouveaux concepts de réacteurs.Les conditions d’irradiations des matériaux dans les réacteurs expérimentaux doivent être représentatives de celles des réacteurs de puissance. Un des principaux intérêts des réacteurs d'irradiations technologiques (Material Testing Reactors, MTRs) est de pouvoir y mener des irradiations instrumentées en ajustant les paramètres expérimentaux, en particulier le flux neutronique et la température. La maîtrise du paramètre température d’un dispositif irradié dans un réacteur expérimental nécessite la connaissance de l'échauffement nucléaire (terme source) dû au dépôt d'énergie des photons et des neutrons interagissant dans le dispositif. La bonne évaluation de cet échauffement est une donnée clé pour les études thermiques de dimensionnement et de sûreté du dispositif.L'objectif de cette thèse est d'améliorer les méthodes d’évaluation de l'échauffement nucléaire en réacteur. Ce travail consiste en l’élaboration d'un schéma de calcul complet innovant, couplé neutron-photon (permettant d’obtenir la contribution des neutrons, des gamma prompts et des gamma de décroissance), fondé principalement sur le code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4 (à 3-dimensions et à énergie continue). Une validation expérimentale du schéma a été effectuée en s’appuyant sur les mesures de calorimétrie réalisées dans le réacteur OSIRIS (CEA Saclay). Des études de sensibilité ont également été menées pour établir l’impact de différents paramètres sur les calculs d’échauffement nucléaire, dont les données nucléaires. Cela a permis de définir le schéma de calcul définitif pour reproduire au plus près la réalité des irradiations technologiques. Le travail de thèse débouche sur un outil opérationnel et prédictif pour l'estimation de l'échauffement nucléaire répondant aux besoins de l’expérimentation en réacteur de recherche et qui peut être étendu plus largement dans des réacteurs de puissance. / Technological irradiation programs carried out in experimental reactors are crucial for the support of the current nuclear fleet in terms of study and anticipation of the behavior under irradiation of fuels and structural materials. These programs make it possible to improve the safety of the current reactors and also to study materials for the new concepts of reactors.Irradiation conditions of materials in experimental reactors must be representative of those of nuclear power plants (NPPs). One of the main advantages of material testing reactors (MTRs) is to be able to carry out instrumented irradiations by adjusting experimental parameters, in particular the neutron flux and the temperature. The control of the parameter temperature of a device irradiated in an experimental reactor requires the knowledge of the nuclear heating (source term) due to the deposition of energy of the photons and the neutrons interacting in the device. A relevant evaluation of this heating is a key data for the thermal studies of design and safety of devices. The objective of this thesis is to improve the methods of the evaluation of nuclear heating in reactors. This work consists of the development of an innovating and complete coupled neutron-photon calculation scheme (allowing to obtain the contribution of neutrons, prompt gamma and decay gamma), mainly based on the TRIPOLI-4 Monte Carlo transport code (with 3-dimensions and continuous energy). An experimental validation of the calculation scheme has been performed, based on calorimetry measurements carried out in the OSIRIS reactor (CEA Saclay). Sensitivity studies have been undertaken to establish the impact of various parameters on nuclear heating calculations (in particular nuclear data) and to fix the final calculation scheme to be closer to the technological irradiation aspects. The thesis work leads to an operational and predictive tool for the nuclear heating estimation, meeting the experimentation needs of research reactors and can be extended more generally to NPPs.

Les travaux réalisés durant cette thèse rentrent dans cette problématique. Ils concernent d’une part le développement d’un schéma de calculs et d’évaluation des échauffements nucléaires générés dans le réacteur MARIA en utilisant les codes français de transport neutronique TRIPOLI-4 © et APOLLO-2. Les travaux dans ce volet ont concerné principalement les calculs des échauffements photoniques induits par les rayonnements gammas essentiellement. D’autre part des travaux expérimentaux ont été conduits durant cette thèse. Ils ont concerné la mesure des échauffements nucléaires dans des emplacements spécifiques du réacteur MARIA. Cela a permis une première validation des schémas de calcul adoptés. Des comparaisons C/E ont été effectuées. Elles sont présentées et discutées dans cette thèse. Cela a permis d’émettre des recommandations quant aux techniques de mesure des échauffements nucléaires dans le réacteur MARIA et les moyens de modélisation qui peuvent être associés. Les comparaisons calculs-expérience font l’objet du cinquième. Les écarts relevés entre les résultats des modélisations et les mesures des échauffements nucléaires pour différentes configurations de mesures (au moyen de GT et de calorimètre mono cellule KAROLINA) permettent de dégager grâce à ces premiers travaux de thèse des recommandations pertinentes pour les travaux futurs. / This thesis work presents a calculation scheme which enables evaluation of heat generation from nuclear reactions in the MARIA nuclear reactor by use French computational codes TRIPOLI-4 © (TRIPOLI-4 is a registered trademark of CEA) and Apollo-2. Particular attention was devoted to the heat induced by gamma radiation. The thesis also presents measurements of nuclear heating in selected locations inside MARIA MTR reactor. This allows reaching first steps of validation and qualification of computer calculations. Research and analysis presented in the thesis allow one to compare the results obtained by using proposed calculation scheme with the experimental measurement methods. Finally, further works and perspectives were proposed on the development of the calculations and experimental measurements of nuclear heating in nuclear reactors.Qualifying the calculations was possible by performing especially dedicated 7-day core measurement campaigns. Nuclear heating measurements were performed with gamma thermometers and specially designed KAROLINA calorimeter. All measurement devices used were mounted in a dedicated probe, designed and built for this purpose, which allowed for the adjustment of instruments position inside the MARIA core. The main scientific hypothesis of this work is that currently available Monte Carlo simulations of neutron and gamma transport can be used to correct and accurate calculations of prompt nuclear heating in nuclear reactor, whereas delayed component of nuclear heating can be determined experimentally. For this purpose new calculation scheme and improvements in nuclear heating measurements were implemented.