Cette étude fait partie d'un projet plus large appelé SIPHORE (SIngle gap PHOtoneutralizer energy REcovery injector), visant à améliorer l'efficacité globale de l'un des mécanismes par lesquels le plasma est chauffe, dans un réacteur de fusion nucléaire, à savoir le système d'injection de neutres (IDN). Une composante importante d'un système IDN est le neutraliseur de faisceaux d'ions de haute énergie. SIPHORE propose de substituer le neutraliseur à cellule à gaz, utilisé dans les systèmes IDN actuels, par un photo-neutraliseur exploitant le processus de photo-détachement dans des cavités Fabry Perot. Ce mécanisme devrait permettre une efficacité globale η> 60% du système IDN, nettement plus élevée que celle actuellement possible (η <25% pour ITER). Le travail de thèse porte sur l'étude de faisabilité d'une cavité optique avec des propriétés adaptées aux systèmes IDN. Dans ce contexte, le problème de la détermination d'une conception de la cavité optique appropriée a été tout d'abord pris en considération et l'analyse théorique ainsi qu'expérimentale d'un résonateur optique ont été effectuées. Les problèmes lies aux niveaux élevés de puissance optique intracavité (~3 MW) nécessaire pour un taux de photo-neutralisation adéquat ont ensuite été prises en compte. A cet égard, nous avons traite a la fois le problème des effets thermiques sur les miroirs de la cavité en raison de leur absorption de la puissance optique intra-cavite (~1 W) et celui associe à la nécessité d'un faisceau laser d'entrée de puissance élevée (~1 kW) pour alimenter le résonateur optique. / This work is part of a larger project called SIPHORE (SIngle gap PHOtoneutralizer energy RE-covery injector), which aims to enhance the overall efficiency of one of the mechanisms through which the plasma is heated, in a nuclear fusion reactor, i.e. the Neutral Beam Injection (NBI) system. An important component of a NBI system is the neutralizer of high energetic ion beams. SIPHORE proposes to substitute the gas cell neutralizer, used in the current NBI systems, with a photo-neutralizer exploiting the photo-detachment process within Fabry Perot cavities. This mechanism should allow a relevant NBI global efficiency of η> 60%, significantly higher than the one currently possible (η<25% for ITER). The present work concerns the feasibility study of an optical cavity with suitable properties for applications in NBI systems. Within this context, the issue of the determination of an appropriated optical cavity design has been firstly considered and the theoretical and experimental analysis of a particular optical resonator has been carried on. The problems associated with the high levels of intracavity optical power (~3 MW) required for an adequate photo-neutralization rate have then been faced. In this respect, we addressed both the problem of the thermal effects on the cavity mirrors due to their absorption of intra-cavity optical power (~1W) and the one associated to the necessity of a high powerful input laser beam (~1 kW) to feed the optical resonator.

Résumé / Abstract

Dans le cadre du développement des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le cœur des réacteurs nucléaires du futur, ce travail s'est focalisé sur l'étude d'une nouvelle voie de synthèse inspirée du broyage réactif, consistant à remplacer le réactif Y2O3 par YFe3 et Fe2O3, et sur l'influence des conditions de synthèse sur les caractéristiques des nano-oxydes. Pour cela, des aciers ODS ont été synthétisés par broyage et recuit et des caractérisations multi-échelles ont été effectuées après chaque étape de la synthèse. En particulier, on a utilisé la sonde atomique tomographique et la diffusion des neutrons aux petits angles. On a ainsi montré que le procédé inspiré du broyage réactif permet la synthèse d'un acier ODS mais qu'il ne modifie pas les caractéristiques des nano-oxydes. Plus généralement, la forme des réactifs de broyage n'a pas d'influence sur la formation des nano-oxydes. Ensuite, on a mis en évidence que la germination des nano-oxydes pouvait commencer au cours du broyage avant de se poursuivre avec une cinétique très rapide au cours du recuit. Les caractéristiques des nano-oxydes ainsi formés peuvent être contrôlées en faisant varier les paramètres de broyage (intensité, température et atmosphère) et de recuit (durée et température). Enfin, on a montré qu'il était nécessaire de contrôler les conditions de broyage pour maîtriser l'état final d'un acier ODS.

Dans le cadre du développement des aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) pour le cœur des réacteurs nucléaires du futur, ce travail s'est focalisé sur l'étude d'une nouvelle voie de synthèse inspirée du broyage réactif, consistant à remplacer le réactif Y2O3 par YFe3 et Fe2O3, et sur l'influence des conditions de synthèse sur les caractéristiques des nano-oxydes. Pour cela, des aciers ODS ont été synthétisés par broyage et recuit et des caractérisations multi-échelles ont été effectuées après chaque étape de la synthèse. En particulier, on a utilisé la sonde atomique tomographique et la diffusion des neutrons aux petits angles. On a ainsi montré que le procédé inspiré du broyage réactif permet la synthèse d'un acier ODS mais qu'il ne modifie pas les caractéristiques des nano-oxydes. Plus généralement, la forme des réactifs de broyage n'a pas d'influence sur la formation des nano-oxydes. Ensuite, on a mis en évidence que la germination des nano-oxydes pouvait commencer au cours du broyage avant de se poursuivre avec une cinétique très rapide au cours du recuit. Les caractéristiques des nano-oxydes ainsi formés peuvent être contrôlées en faisant varier les paramètres de broyage (intensité, température et atmosphère) et de recuit (durée et température). Enfin, on a montré qu'il était nécessaire de contrôler les conditions de broyage pour maîtriser l'état final d'un acier ODS.

L'augmentation de la contribution des énergies renouvelables (solaire ou éolien) et une évolution majeure du parc électrique français et s'inscrit dans le cadre de la transition énergétique. Il est prévu que la part de ces énergies dans le mix passe de 6% actuellement à 30% d'ici à 2030. Cette augmentation en revanche laisse entrevoir d'importants déséquilibres entre l'offre et la demande, et les autres moyens de production, l'énergie nucléaire en tête, devront donc s'adapter. Ce travail vise à augmenter la disponibilité de suivi de charge des centrales, en améliorant leur pilotage durant tout le cycle d'exploitation. Parmi l'ensemble des réacteurs du parc nucléaire français, les réacteurs à eau pressurisées d'une puissance électrique de $1300$ MW sont choisis en raison de leur capacité de suivi de charge déjà accrue. Dans un premier temps, un modèle multi-physique et de type simulateur de la centrale est développé, permettant de prendre en arguments les paramètres principaux des barres de commande, et permettant de déterminer en quelques dizaines de minutes de calcul, les critères d'intérêt dont le premier est en lien avec le diagramme de pilotage et le second avec le volume d'effluents. Le problème d'optimisation est alors résolu grâce à des algorithmes évolutionnaires parallèles asynchronesde type maître-esclave, et les mode de pilotage obtenus sont commentés. / The increase of the renewable energies contribution (as wind farms, solar energy) is a major issue in the actual context of energetic transition. The part of intermittent renewable energies is indeed forecast to be around 30% of the total production in 2030, against 6% today. On the other hand, their intermittent production may lead to an important imbalance between production and consumption. Consequently, the other ways of power production must adapt to those variations, especially nuclear energy which is the most important in France. This work aims at increasing the availability of thepower plants to load-follow, by optimizing their manageability all along their operation cycle. Among the French nuclear fleet, the pressurized water reactors(PWR) producing $1300$ electrical MW and operated in the "G" mode are considered as they show the higher capability to load-follow. In a first step, a multi-physics PWR model is designed taking as inputs the main parameters of the control rods, and computing in few minutes the criteria of interest whichare linked to the control diagram and to the effluents volume. The optimization problem which consists in minimizing those two values of interest is then solved thanks to a parallel asynchronous master-worker evolutionary algorithm. Finally, the efficient operating modes are discussed.

Ce travail de thèse s’est inscrit dans le contexte d’utilisation d’un cycle de conversion de l’énergie de type Brayton au CO2 supercritique, pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa). Dans le cas d’une fuite accidentelle dans l’échangeur de chaleur Na − CO2 d’un RNRNa, le CO2, avec une pression opérative d’environ 200 bars, serait injecté dans le sodium liquide qui se trouve à basse pression,provoquant un jet sous-détendu et réactif deCO2 dans le sodium. L’objectif principal de ce travail de thèse était le développement d’un modèle numérique du jet réactif diphasique de CO2 dans du sodium.Un modèle numérique d’un jet sous-détendu non-réactif de gaz dans du liquide, utilisant une approche3D non-stationnaire de type multi-fluide CFD, a été développé. Les résultats numériques ont été validés à travers la comparaison avec résultats expérimentaux obtenus avec mesures optiques. Un modèle décrivant la réaction chimique entre le sodium et le CO2 a été ensuite développé et intégré dans le modèle 3D multi-fluide. Le modèle résultant permet de calculer les profils de température obtenus au sein du jet et sur les parois des tubes de l’échangeur de chaleur. / This PhD work was motivated by the investigations in the frame of supercritical CO2 Brayton cycles as possible energy conversion cycles for the Sodium-cooled Fast nuclear Reactors (SFRs). Following an accidental leakage inside the sodium-CO2 heat exchanger of a SFR, the CO2, having an operating pressure of about 200 bars, would be injected into the low-operatingpressure liquid sodium, creating an underexpanded reactive CO2-into-sodium jet. The goal of this PhD work is the development of a numerical model of the two-phase reactive CO2-into-sodium jet.A numerical model of an underexpanded non-reactive gas-into-liquid jet was developed, adopting a 3D unsteady multi-fluid CFD approach. The numerical results have been validated through the experimental results obtained with a facility employing optical probe technique. A numerical model for the chemical reaction between sodium and CO2 was then developed and integrated into the 3D two-fluid model. The resulting model allows to determine the temperature profiles inside the reactive jet and on the heat exchanger tubes.

Un concept innovant de réacteurs nucléaires à sels fondus, le Thorium Molten Salt Reactor (TMSR), a été défini au LPSC Grenoble. Le présent mémoire porte sur les études, optimisations et caractérisations réalisées sur les configurations en spectre rapide de ce concept, appelées ‘TMSR non modérés' ou TMSR-NM, très prometteuses. Le cœur est un simple cylindre dans lequel circule un sel fluore contenant du LiF et le combustible. Nos études portent sur les caractéristiques de ces réacteurs en termes de sûreté, inventaire fissile, retraitement chimique, production de déchets et capacité de régénération et de déploiement. Un tel réacteur présente maints avantages intrinsèques permettant un fonctionnement simple et sûr en cycle du combustible Thorium, ainsi que l'utilisation de divers éléments fissiles au démarrage tels l'233U, 235U ou les transuraniens issus des réacteurs actuels. Ceci permettrait une transition optimisée vers le cycle Thorium tout en fermant le cycle actuel.

L'objectif principal de l'expérience Borexino est "la détection en temps réel" des neutrinos solaires de la raie du béryllium à 862keV. Outre cette mesure pionnière dans le domaine des neutrinos de basse énergie, Borexino pourra mesurer les neutrinos solaires au-dessus du MeV (neutrinos du 8B et neutrinos pep), les neutrinos de réacteurs nucléaires (d'énergie moyenne d'environ 3 MeV) et les neutrinos de supernovae (dont le spectre en énergie s'étend jusqu'à quelques dizaines de MeV). Le présent travail est consacré principalement à l'étude des neutrinos de réacteurs nucléaires. Ce domaine a été récemment enrichi par les résultats de KamLAND, qui ont grandement amélioré la détermination des paramètres d'oscillations des neutrinos. Dans l'objectif de mesurer ces événements au dessus du MeV, la collaboration Borexino a confié au groupe du PCC, Collège de France, le développement d'un système de numérisation rapide fonctionnant à 400 MHz: les cartes FADC. Elles ont été conçues au laboratoire et nous les avons finalisées au début de l'année 2002. Les premières cartes implantées dans l'électronique d'acquisition de Borexino nous ont permis de contrôler leurs fonctionnements et celui du programme d'acquisition. Elles ont été également installées sur le prototype de Borexino, CTF. Les données correspondantes sont analysées en vue de mettre une limite sur le bruit de fond attendu dans Borexino pour la mesure des neutrinos de réacteurs nucléaires.

Double Chooz est une expérience de type «court ligne de base», auprès des réacteurs nucléaires de Chooz, qui a été conçue pour observer les oscillations des neutrinos associées à l’angle de mélange θ13. Une partie de ma recherche était axée sur le développement du logiciel requis pour l'étalonnage de l’Inner Veto de Double Chooz et à l'analyse des données qui y sont associées. J'ai été responsable des tests de qualité effectués sur tous les photomultiplicateurs avant leur installation. J'ai fait toutes les mesures nécessaires et j'ai analysé la majorité des données. Grâce à ce travail, j'ai extrait les premières valeurs des gains et j’ai déterminé les valeurs nominales des hautes tensions nécessaires pour les photomultiplicateurs. Toutes ces données nous ont aidé dans la mise au point du détecteur. Aussi j'ai été le responsable de l'analyse de l’extraction et stabilité des gains pendant l’expérience. J'ai travaillé très activement sur l'analyse des données et en particulier sur l'évaluation des différentes sources de bruit de fond. J'ai développé plusieurs techniques pour isoler et étudier les muons cosmiques qui activent le détecteur Double Chooz. J'ai également travaillé sur l'estimation du taux de neutrons rapides. Les techniques que j'ai présentées ont été utilisées dans la première publication de Double Chooz. Finalement, j'ai étudié un bruit de fond instrumental important pour le détecteur Double Chooz. J'ai développé un nouvel ensemble d'algorithmes pour identifier et rejeter ces événements pathologiques utilisant l'orientation géométrique de la charge à l'intérieur du détecteur. / Double Chooz is a short-baseline experiment, located at the Chooz power plant, designed to observe the neutrino oscillation signal controlled by the θ13 mixing angle. Part of my scientific research, as a graduate student, was directed towards the development of the software needed for the calibration of the Double Chooz Inner Veto and the analysis of the data associated with this task. I was responsible for the quality tests performed in every photomultiplier prior to its installation. I completed all the necessary measurements and analysed the data, extracting the first set of gains and determining the nominal high voltage values needed to be applied in all photomultipliers. All this information served as valuable input to the detector configuration. I was also responsible for the Inner Veto photomultiplier gain analysis during the first months of data taking. I was also very actively involved in data analysis and the estimations of the various sources of background. I initiated a number of methods to isolate and study the cosmic muon events that activate the detector. Additionally I worked on the estimation of the fast neutron rate registered in the detector. The techniques I put forward played a key role and were used in the first Double Chooz publication. Finally, I developed a set of algorithms to identify and reject an instrumental background, relevant for the Double Chooz detector using topological information of the deposited charge.

Les études de scénarios d'un parc électronucléaire, ainsi que les études de sûreté, sont essentielles pour explorer les différentes stratégies du nucléaire du futur. Pour mener à bien ces études, il est nécessaire d'estimer le temps d'irradiation d'un combustible donné, ainsi que sa composition isotopique pendant la campagne de production d'électricité. Ces estimations reposent sur des simulations de réacteurs nucléaires, dont les calculs d'évolution doivent être les plus représentatifs possible. Les schémas de calcul classiquement utilisés s'effectuent en deux étapes : un calcul cellule pour résoudre l'équation du transport des neutrons (de type déterministe ou Monte Carlo) suivi d'un calcul cœur (déterministe). Le calcul cellule est une simulation d'évolution d'un assemblage dans des conditions infinies. À partir de ce calcul, des sections efficaces homogénéisées et condensées, ainsi que des grandeurs de diffusion, sont calculées comme données d'entrée pour l'étape suivante, celle du calcul cœur. Le calcul cellule est donc une étape fondamentale et celui-ci doit être le plus représentatif possible d'un assemblage du cœur. Or, les approximations à la base de ce modèle sont nombreuses, plus particulièrement les fuites neutroniques sont négligées. L'objectif de ce travail est d'étudier les effets physiques de fuites neutroniques et de quantifier les biais associés par rapport à une simulation infinie. Dans une première partie, la problématique des fuites neutroniques axiales est étudiée. Dans ce cas, les fuites de neutrons provoquent une variation forte du spectre neutronique localisée dans les derniers centimètres de l'assemblage ainsi qu'une variation plus faible mais globale sur l'ensemble de l'assemblage. Une deuxième partie est dédiée aux fuites radiales de neutrons. L'effet des assemblages voisins, ainsi que le comportement particulier des assemblages en position périphérique sont étudiés et les biais de composition en fin d'irradiation sont quantifiés. Un calcul d'évolution d'un réacteur très simplifié permet de visualiser, dans une dernière partie, l'ensemble des effets physiques observés et qui impactent l'évolution de l'irradiation. De nombreuses approximations du calcul cellule restent à explorer, comme le suivi de réactivité, par l'intermédiaire de la concentration du poison de neutrons thermiques solubilisé dans le modérateur ou présent dans le combustible. Cependant, la détermination des phénomènes physiques à prendre en compte pour le calcul cellule représente une première étape indispensable vers une amélioration de la représentativité du calcul cellule, voire conduire à des nouvelles méthodes de simulation d'un cœur du réacteur. À terme, les quantifications des biais liés aux fuites neutroniques serviront à estimer l'incertitude sur les compositions isotopiques du combustible en fin d'irradiation. Ces incertitudes, propagées dans les études de scénarios, permettront de quantifier le degré de validité des résultats obtenus. / Scenario studies of an electronuclear fleet, as well as safety studies, are essential to explore the different nuclear strategies of the future. To carry out these studies, it is necessary to estimate the irradiation time of a given fuel and its composition during the electricity production campaign. These estimates are based on the simulations of nuclear reactors, for which the calculations of the evolution must be as representative as possible. The calculation schemes usually used are divided into two stages: a cell calculation to solve the neutron transport equation (deterministic or Monte Carlo simulation) followed by a core calculation (deterministic code) The cell calculation is a simulation of the evolution of an assembly under infinite conditions. Based upon this calculation, homogenized and condensed cross-sections along with scattering quantities are calculated as input data for the next stage, the core calculation. The cell calculation is therefore a fundamental step and must be representative of a core assembly evolution as much as possible. However, the approximations used for this model are numerous, especially the neutron leakages are neglected. The objectives of this work is to study the physical effects of neutron leakage and to compute the associated biases compared to an infinite assembly simulation. In the first part, the problem of axial neutron leakage will be broached. In this case, neutron leakage causes a strong variation of the neutron spectrum in the last centimeters of the assembly as well as a smaller variation but over the entire assembly. The second part deals with the radial leakage. The effect of the neighboring assemblies and the particular behavior of the assemblies in the peripheral position are studied. Moreover, the isotopic composition biases at the end of the cycle are quantified. In the third and last part, a simplified calculation of the evolution of a reactor enables to visualize all the observed physical effects impacting the evolution of the irradiation. Several other approximations of the cell calculation are still to be investigated, such as the reactivity monitoring through the concentration of thermal neutron poison dissolved in the moderator or present in the fuel. Nonetheless, establishing of the physical phenomena taken into account for the cell calculation represents an essential first step towards an improvement of the cell calculation and may lead to new simulation methods for reactor cores. In the future, the quantification of the biases related to neutron leakage will be used to estimate the uncertainties on the isotopic composition of the fuel at the end of the cycle. These uncertainties, propagated into the scenarios studies, will assess the validity of the obtained results.