Dans le cadre du projet ASTRID ((Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), les interactions fluide-structure mettant en jeu la dynamique du coeur (gerbage), tels qu'elles peuvent survenir lors d'un séisme, sont d'un grand intérêt. Le gerbage du coeur est également reconnu comme l'événement le plus plausible pour expliquer les quatre AURN (Arrêt d'Urgence pour Radioactivité Négative) survenus dans le réacteur Phénix, durant les années 1989 et 1990. L'objectif poursuivi est d'améliorer, pour leurs aspects dynamiques, la compréhension des interactions fluide-structure susceptibles de se produire dans un SFR (Sodium Fast Reactor). Le centre d'intérêt principal étant phénomène de dissipation visqueuse, cette thèse entreprend trois approches expérimentales, numérique et analytique, en s'appuyant sur des expériences de vibrations libres menées sur deux installations, PISE1A, mono-assemblage et PISE2C, multi-assemblages. Deux séries d'expériences de vibrations libres ont été menées sur PISE1A, en faisant varier la hauteur d'eau et en utilisant un mélange d'eau et de glycérol, dans des proportions variables. Le but est d'examiner l'influence des variations de masse ajoutée et de viscosité sur la dynamique des oscillations de l'assemblage. Les simulations numériques correspondantes, développées dans le code CAST3M, se sont appuyées sur la résolution des équations de Navier-Stokes 3D. Les écarts entre les résultats numériques et expérimentaux sont présentés et analysés. En particulier, les effets d'extrémité se sont révélés être d'une importance marginale. Des expériences de vibrations libres ont également été effectuées sur PISE2C en sollicitant l'installation de trois façons différentes : mise en mouvement globale, mise en mouvement par la couronne externe puis par la couronne interne. Un modèle réticulé, fondé sur des hypothèses de symétrie et de linéarité a été développé parallèlement. Les résultats expérimentaux ont permis de confirmer les symétries mais ont remis en cause les hypothèses de linéarité. Ce résultat encourage à persévérer dans la voie des modèles déterministes. / In the scheme of French ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) project, fluid-structure interaction phenomena involved in the dynamic behaviour of core flowering, which could happen during seismic events, are of high interest. Also core flowering behaviour is considered as the main initiating event for the four SCRAMs that happened in Phénix reactor during 1989 and 1990. In objective to improve the knowledge of fluid-structure interaction phenomena of dynamic issues in a SFR core, especially focused on damping, this Ph.D. thesis have been conducted in experimental, numerical and analytical approaches based on free-vibration experiments on mono-assembly test facility PISE-1A and multi-assembly test facility PISE-2C. Two series of free-vibration experiments have been performed on PISE-1A with different water heights and different mass fractions of water-glycerol mixtures to examine the dynamic behaviours with respect to different added mass, different densities and viscosities. Corresponding numerical interpretations have been conducted with 3D Navier-Stokes model in CAST3M code. Sources of uncertainties are discussed to explain the discrepancies between the numerical computation and experimental results. Edge effects are not found to have an important impact on the dynamic behaviours of the system. On PISE-2C, free-vibration experiments with different modes of excitations have been conducted, including total flowering, partial flowering with internal crown excited and partial flowering with external crown excited. A reticulate model with homogenised linear hypothesis has been developed to interpret PISE-2C experiments. Good symmetries are found in PISE-2C suggesting that the deterministic tool is valid for the analysis.

Afin d’évaluer la sûreté d’ASTRID (Réacteur à Neutrons Rapide refroidi au sodium), les transitoires accidentels sont actuellement étudiés avec des codes de calculs déterministes coûteux en temps de calcul, comme SIMMER-III ou SAS-SFR. En complément de ces études, le CEA a entrepris le développement d’outils de calculs analytiques simulant les différents phénomènes physiques régissant ces transitoires. Ces outils permettent, compte-tenu de leur robustesse et des faibles temps de calculs, de prendre en compte par une approche probabiliste les incertitudes et d’analyser de manière statistique les résultats. Ce traitement s’avère en effet indispensable afin de tenir compte des incertitudes physiques et de la variabilité des scénarios de déroulement du transitoire accidentel. In fine, les études réalisées avec ce type d’outils, couplant une modélisation analytique de la physique à un traitement statistique des résultats, fourniront des informations quantitatives sur les marges de sûreté, vis-à-vis de critères donnés.Le développement et la validation de l’outil dédié aux transitoires de perte de débit primaire non protégé (ULOF - Unprotected Loss Of Flow), résultant du déclenchement des pompes primaires sans reprise de secours ni chute des barres de contrôle, fait l’objet de cette thèse. Cet outil a été nommé MACARENa (Modélisation de l'ACcident d'Arrêt des pompes d'un Réacteur refroidi au sodium). Au cours de cette thèse, seule la phase primaire de l’accident a été traitée.Le début de cette phase, enclenchée par la réduction du débit primaire, est gouverné par le couplage entre la thermohydraulique et les contre-réactions neutroniques. Le code MACARENa simule, selon les conditions initiales, l’établissement de la convection naturelle monophasique ou la stabilisation de l’ébullition dans la partie haute du cœur. Si l’écoulement est instable, l’excursion de débit conduisant à l’assèchement des aiguilles puis à leur dégradation est aussi modélisée. A la suite d’un tel transitoire, l’outil calcule la fusion et la relocalisation des gaines et du combustible ainsi que l’entraînement d’acier liquide par les vapeurs de sodium et le possible bouchage de l’assemblage par des matériaux resolidifiés, avant de suivre l’évolution de bains fondus qui conduisent à la rupture des tubes hexagonaux. Les mouvements de matériaux induisent aussi des effets neutroniques complexes qui sont traités dans la modélisation.Les modélisations effectuées pour construire l’outil MACARENa ont été validées sur des expériences à effets séparés (thermohydraulique ou de dégradation) et des résultats issus de code déterministes.Finalement, des études de propagation d’incertitudes et d’analyses de sensibilité sont réalisées avec cet outil afin d’illustrer son intérêt vis-à-vis de la démonstration de sûreté. / Within the framework of the Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) R&D program of CEA (French Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives), safety in case of severe accidents is assessed.Such transients are usually simulated with mechanistic codes (such as SAS-SFR and SIMMER III). As a complement to these codes, which give reference accidental transient calculations, a new physico-statistical approach is currently followed by the CEA; its final objective being to derive the variability of the main results of interest for safety. This approach involves a fast-running description of extended accident sequences coupling physical models for the main phenomena to advanced statistical analysis techniques. It enables to perform a large number of simulations in a reasonable computational time and to describe all the possible bifurcations of the accident transient.In this context, this PhD work presents the physical tool (models and results assessment) dedicated to the initiation and primary phases of an Unprotected Loss Of Flow accident (i.e. until the end of sub-assemblies degradation and before large molten pools formation). The accident phenomenology during these phases is described and illustrated by numerous experimental evidences.It is underlined that the features of the new heterogeneous core concept (called CFV of the French ASTRID prototype) leads to different kinds of ULOF transients than those occurring in the previous past homogeneous cores (SuperPhenix, Phenix...). Indeed, its negative void effect drops the nuclear power when sodium heats-up and possibly boils. This enables three types of ULOF transients characterized by various core final states; the first two types leading to final coolable core states in natural circulation flow (the first one in single phase, the second one in stabilized two-phase flow) whereas the core undergoes a flow excursion followed by sub-assemblies degradation in the last type. In this study, a particular attention is paid to stabilize boiling occurrence which leads to minimize severe accident consequences.The phenomena occurring during the various ULOF transients are modelled in accordance to the level of details required to catch all the possible bifurcations of the transient. The tool coupled different (2D, 1D and 0D) models of thermics, thermo-hydraulics, core degradation (material melting and motions) and neutronics. The assumptions associated to these models are highlighted, discussed and validated. The physical tool capability of simulating the various realistic ULOF transients (without boiling, with stabilized boiling or flow excursion after boiling) is demonstrated by comparisons to experimental results (GR19, SCARABEE experiments) and to mechanistic simulations (CATHARE2 and SIMMER III).Parametric studies are then carried out on two variables: the fuel burn-up and the model of neutronic feedbacks. They underline the important influence of these parameters on the transient and the final core state. Finally, a preliminary sensitivity analysis (2000 simulations) is performed on 26 uncertain parameters (linked to initial core configuration, accident features, model uncertainties and radial nodalization). The variability of the final core state is underlined and quantified; only around 25% of cases lead to core degradation. The main influent parameters on transient phenomena are also identified, enabling to prioritize core design and safety studies.In the future, this tool will be used for safety-informed design and stability analyses of fast reactor systems, allowing to emphasize the main dominant phenomena and trends of significance for safety assessment.

Ce travail de thèse se place dans le contexte des études d’accidents graves sur les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Dans le cadre de la démarche de conception et de sûreté, tous les types d’accidents doivent être étudiés afin d’assurer l’exhaustivité de l’analyse de sûreté, en traitant la variabilité des scénarios accidentels et en quantifiant les marges de sûreté. Pour cela, des outils physiques sont développés pour être couplés à des techniques avancées de statistique permettant de répondre rapidement et quantitativement aux questions relatives à la conception du réacteur vis-à-vis des conséquences d’un accident grave et de prendre en compte des incertitudes et de la variabilité des scénarios accidentels. La mise au point de l’outil physique OCARINa (Outil de Calcul analytique Rapide pour les Insertions de réactivité dans un RNR-Na) dédié à la phase primaire du transitoire d’insertion de réactivité non protégée UTOP (Unprotected Transient OverPower) a ainsi fait l’objet de cette thèse. Les travaux ont porté sur l’identification des phénomènes physiques prépondérants, leur modélisation (thermique et thermomécanique), et une contribution à la validation expérimentale et numérique. Enfin, une application de l’intérêt de cet outil a été réalisée à partir de deux études BEPU (Best-Estimate Plus Uncertainties). Elle a permis d’identifier les paramètres les plus influents sur la réponse de l’outil, et de quantifier leur impact vis-à-vis des résultats expérimentaux. / Within the framework of the Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor R&D French program, a new physico-statistical approach is currently followed by the CEA for accident transient calculations in complement to the reference mechanistic codes. This approach involves a fast-running description of extended accident sequences coupling physical models for the main phenomena to advanced statistical analysis techniques. A large number of simulations may be performed in a reasonable computational time while describing all the possible bifurcations of the accident transient. In this context, this PhD work deals with the development (models and results assessment) of the physical tool dedicated to the primary phase of the Unprotected Transient OverPower accident called OCARINa (Outil de Calcul analytique Rapide pour les Insertions de réactivité dans un RNR-Na). The accident main phenomena, their modelling (thermal and thermomechanical models) and a contribution to the experimental and numerical validation are described. Finally a demonstration of BEPU studies has been done, resulting in the identification and the impact quantification of the more influent uncertain parameters on experimental results.

Cette étude s'inscrit dans le cadre du développement d'outils de simulation de latélémétrie qui est une technique possible pour la surveillance et le contrôle périodique desréacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na).De manière générale, la télémétrie consiste à positionner au sein du réacteur untransducteur qui génère un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage à travers un milieuinhomogène et aléatoire car le sodium liquide est le siège de fluctuations de température quiimpliquent une variation de la célérité des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagationdu faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergée dans le réacteur. Lamesure du temps de vol de l’écho reçu par le même transducteur permet de déterminer laposition précise de la structure. La simulation complète de la télémétrie nécessite donc lamodélisation à la fois de la propagation d’une onde acoustique en milieu inhomogènealéatoire et de l’interaction de cette onde avec des cibles de formes variées ; c'est l'objectif dece travail.Un modèle stochastique basé sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'aborddéveloppé afin de simuler les perturbations aléatoires du champ de propagation. Le champacoustique en milieu inhomogène est finalement modélisé à partir du champ calculé dans unmilieu homogène moyen en modifiant les temps de parcours des rayons homogènes parincorporation d’une correction fournie par le modèle stochastique. Le modèle stochastiquede propagation ainsi développé a été validé par comparaison avec un modèle déterministe ets’avère nettement plus simple à mettre en oeuvre au sein de la plateforme logicielle desimulation en contrôle non destructif CIVA et moins couteux en temps de calcul que lemodèle déterministe.En vue de modéliser l’interaction onde acoustique/cible, des modèles classiques dediffraction ont été évalués dans le cadre de structures rigides, parmi lesquels la théoriegéométrique de la diffraction (GTD) et l’approximation de Kirchhoff (KA), ces deuxapproches apparaissant comme complémentaires. En les combinant de sorte à ne conserverque leurs avantages, nous avons développé un modèle hybride (KA raffiné) en utilisant uneprocédure similaire à la théorie physique de la diffraction (PTD). Le modèle KA raffinéfournit une amélioration de la prédiction en champ proche d’une cible rigide. Le modèle dediffraction KA initial (non raffiné) a été ensuite étendu pour traiter une cible réalisted’impédance finie. Le modèle KA « général » ainsi obtenu se révèle être une solutionsatisfaisante pour l’application à la télémétrie. Finalement, le couplage du modèlestochastique de propagation et du modèle de diffraction KA général nous a permis deconstruire un outil de simulation complète de la télémétrie en milieu inhomogène. / This study takes place in the framework of tools development for thetelemetry simulation. Telemetry is a possible technology applied to monitoring the sodiumcooledfast reactors (SFR) and consists in positioning in the reactor core a transducer togenerate an ultrasonic beam. This beam propagates through an inhomogeneous randommedium since temperature fluctuations occur in the liquid sodium and consequently thesound velocity fluctuates as well, which modifies the bream propagation. Then the beaminteracts with a reactor structure immersed in sodium. By measuring the time of flight of thebackscattered echo received by the same transducer, one can determine the preciselocation of the structure. The telemetry simulation therefore requires modeling of both theacoustic wave propagation in an inhomogeneous random medium and the interaction of thiswave with structures of various shapes; this is the objective of this work.A stochastic model based on a Monte Carlo algorithm is developed in order to take intoaccount the random fluctuations of the acoustic field. The acoustic field through aninhomogeneous random medium is finally modeled from the field calculated in a meanhomogeneous medium by modifying the travel times of rays in the homogeneous medium,using a correction provided by the stochastic model. This stochastic propagation model hasbeen validated by comparison with a deterministic model and is much simpler to integrate inthe CIVA software platform for non destructive evaluation simulation and less timeconsuming than the deterministic model.In order to model the interaction between the acoustic wave and the immersedstructures, classical diffraction models have been evaluated for rigid structures, including thegeometrical theory of diffraction (GTD) and the Kirchhoff approximation (KA). These twoapproaches appear to be complementary. Combining them so as to retain only theiradvantages, we have developed a hybrid model (the so-called refined KA) using a proceduresimilar to the physical theory of diffraction (PTD). The refined KA provides an improvementof the prediction in the near field of a rigid scatterer. The initial (non refined) KA model isthen extended to deal with the scattering from a finite impedance target. The obtainedmodel, the so-called “general” KA model, is a satisfactory solution for the application totelemetry. Finally, the coupling of the stochastic propagation model and the general KAdiffraction model has allowed us to build a complete simulation tool for the telemetry in aninhomogeneous medium.

Cette thèse vise à améliorer la compréhension du comportement d'un cœur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) par l'analyse de l'interaction fluide-structure lors de vibrations de courte durée (AURNs de Phénix) et de longe durée (séisme pour le projet ASTRID).Pour ce faire, trois approches ont été suivies : élaboration de solutions analytiques, développement de modèles numériques et réalisation d'expériences.Une solution analytique du champ de pression et de vitesse a été obtenue, pour la première fois, pour le cas d'oscillations libres et de forts confinements.Une carte d'écoulement a été réalisée pour identifier les régimes présentsdans l'inter-assemblage.Nous avons conçu et dimensionné deux maquettes, PISE-2c (2 couronnes d'assemblages hexagonaux) et PISE-1a (un assemblage). Chaque assemblage vibre en eau à une fréquence cible de quelques Hertz avec un mouvement de translation.Des essais d'oscillations libres en air et en eau ont été réalisés pourétudier les caractéristiques dynamiques de l'assemblage. Un écoulement 3D du type<< jambage >> se produit dans l'inter-assemblage, qui conduit à une baisse de lafréquence de vibration par rapport à la théorie bidimensionnelle.Les essais ont été modélisés avec un modèle numérique 2D<< Cast3M Navier-Stokes >> (équations de Navier-Stokes couplées avec l'équation de la dynamique de corps rigide).Dans les modèles 2D il faut imposer une force fluide inférieure, qui prenne en compte les effetsde l'écoulement 3D.Le modèle << Cast3M $up\phi$ >> (équationsd'Euler linéarisées couplées avec l'équation de la dynamique) a également été utilisé pourreprésenter en 3D la maquette PISE-1a. / The purpose of this study is to improve the knowledge about the core behavior of a sodium fast breeder reactor (Na-FBR) during vibrations through the fluid-structure interaction analysis. Namely, we investigate the flowering of the Phénix core during the SCRAM for negative reactivity (AURN) and the seismic behavior of the core of Astrid project. Three approaches are followed : experimental campaign, performing of analytical solution and development of numerical model. We create a flow regime map to identify the flow regimes in the fluid gap for very short times scales (as AURN) as well as longer time scales (as seismic oscillations). The most suitable equation system (Navier-Stokes, Euler or linearized Euler) is chosen to model the fluid flow in the numerical code. To our knowledge, for the first time, an analytical solution for free vibration and very narrow gaps is proposed. We designed two experimental apparatus (PISE-1a and PISE-2c) composed respectively by 1 and 19 hexagonal assemblies (two crowns) of Poly-methyl methacrylate (PMMA). Every PMMA assembly is fixed to a stainless steel twin-blades support allowing only orthogonal oscillations with respect to generating line of assembly. The twin-blades supports are designed to give the same range frequency of Phénix assembly in liquid sodium. The experimental equipment PISE-1a is used to determine the dynamic characteristics of PISE-2c assembly, to calibrate instrumentation and for validating our numerical model. Free vibration tests in air are performed to evaluate the dynamic characteristics of the body. Free vibration experiments in water allow to assess the added mass and added damping effect on the frequency. Even though the fluid flow during vibration should be completely bidimensional, the fluid flow is affected by a 3D effect - named ’jambage’ - at the top and the basis of the assembly. This effect produces a lower frequency than the theoretical value. Tests are modeled with a bidimensional numerical model through the finite-elements method with the Cast3M code. The fluid is viscous and incompressible, whereas the structure is considered as a mass-damped-spring system with a 1 degree of freedom. Our model is solved by the Navier-Stokes equations coupled by the dynamic equation of structures. Also the « upφ model » is used to have a 3D representation of PISE-1a. Because of the 3D fluid flow presence, to reproduce the oscillation of a test, we have to impose a lower fluid force in the 2D numerical model to reproduce tests.

Les faisceaux d'aiguilles des assemblages combustibles des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) se déforment au cours de leur irradiation, ce qui impacte l’écoulement du caloporteur et la distribution de températures dans l’assemblage, dont la connaissance est essentielle pour la démonstration de sûreté. De plus, les mécanismes à l’origine de cette déformation, à savoir le gonflement et le fluage thermique et d’irradiation, dépendent fortement de la température de la gaine du combustible, d'où l'existence d'un couplage entre les évolutions thermo-hydraulique et thermomécanique des assemblages. Par le passé, ce couplage a été négligé dans les simulations numériques, et une approche plus conservative a été privilégiée : les simulations thermo-hydrauliques étaient réalisées sans tenir compte de la déformation géométrique, et les distributions de températures résultantes étaient utilisées comme des données d'entrée pour les simulations thermomécaniques. L'objectif de cette thèse est de définir une méthodologie pour l'évaluation du comportement des assemblages combustibles de type RNR-Na sous irradiation en prenant en compte le couplage entre leurs évolutions thermo-hydraulique et thermomécanique.A cet effet, un nouveau couplage numérique a été développé entre le code industriel de dynamique des fluides numérique (CFD) STAR-CCM+ et DOMAJEUR2, code basé sur la méthode aux éléments finis, développé par le CEA et dédié à la modélisation du comportement thermomécanique des assemblages combustibles RNR-Na sous irradiation. Ce couplage a été réalisé par l'échange de la déformation de la gaine, calculée par DOMAJEUR2, et de son champ de températures, obtenu avec le modèle CFD qui prend en compte de manière explicite la déformation géométrique des aiguilles combustibles. De plus, les conditions aux limites thermo-hydrauliques utilisées dans les simulations CFD, comme le débit massique de sodium dans le faisceau, sont ajustées pour tenir compte de cette déformation.Cette méthodologie a été appliquée à des faisceaux respectivement de 7 et 19 aiguilles combustibles munies de fils espaceurs, avec des caractéristiques géométriques et des conditions aux limites représentatives des RNR-Na de quatrième génération, ont été analysés. Dans le cas des faisceaux combustibles fortement irradiés, les simulations couplées conduisent à une réduction significative de la déformation diamétrale des aiguilles combustibles, par rapport aux simulations non couplées, causée par la prise en compte de l'augmentation de la température de la gaine induite par la déformation. En raison de la déformation plus faible, la contrainte maximale de la gaine a été réduite. De plus, des simulations ont été menées afin de vérifier que, en situation de fonctionnement normal, la dépendance de la neutronique à l’évolution de la thermo-hydraulique et de la thermomécanique est faible. Enfin, une contribution à la validation de cette méthodologie de simulation couplée a été réalisée avec un benchmark numérique basé sur un outil de simulation couplé existant et en simulant l'irradiation d'un assemblage combustible expérimental. Contrairement à l'approche innovante développée dans le cadre de ce travail de thèse, l'outil de simulation existant utilise un modèle thermo-hydraulique simplifié et ne tient pas compte de l'impact de la déformation sur le débit massique du caloporteur, qui, selon les résultats de l'évaluation, a une importance majeure. La simulation de l'irradiation expérimentale a conduit à une déformation maximale de la gaine et un gradient de déformations en accord avec les grandeurs mesurées, bien que des limitations liées aux lois empiriques de gonflement utilisées dans DOMAJEUR2 pour le calcul du gonflement aient été identifiées. La reformulation de ces lois à l'aide de la méthodologie de simulation couplée développée constitue une perspective à ce travail de thèse. / The fuel pin bundles of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) undergo significant geometrical changes during their irradiation, which affect the coolant flow and temperature distributions in the fuel assemblies, the knowledge of which is essential for safety assessments. Moreover, as the mechanisms responsible for the deformation of the fuel bundles, namely the swelling and creep, strongly depend on the fuel cladding temperature, a coupling between the thermal-hydraulic and thermomechanical evolutions of the fuel assemblies exists. In the past, this coupling has been neglected, and a more conservative approach has been preferred. In this conservative approach, the thermal-hydraulic simulations are conducted without considering the geometrical deformation, and the resulting temperature distributions are used as input for the thermomechanical simulations. The objective of this thesis is to define a new methodology for the evaluation of the behavior of SFR fuel bundles under irradiation that considers the coupling between their thermal-hydraulic and thermomechanical evolutions.To this end, a new numerical coupling has been developed between the industrial Computational Fluid Dynamics (CFD) code STAR-CCM+ and DOMAJEUR2, a finite element code dedicated to the modeling of the thermomechanical behavior of SFR fuel assemblies under irradiation. The coupling has been implemented via the exchange of the cladding deformation, calculated by DOMAJEUR2, and its associated temperature field, obtained with a CFD model implemented in STAR-CCM+ that explicitly considers the geometrical deformation of the fuel pins. In addition, the thermal-hydraulic boundary conditions used in the CFD simulations, such as the sodium mass flow rate through the bundle, are also automatically adjusted to account for the deformation.Study cases consisting of bundles of 7 and 19 wire-wrapped fuel pins, with geometrical characteristics and boundary conditions representative of fourth generation SFRs, were analyzed in order to gain insight on the effects of the coupling. For highly irradiated fuel bundles, the coupled simulations were shown to lead to a significant reduction of the diametral strain of the fuel pins, with respect to non-coupled simulations, caused by the deformation-induced cladding temperature increase. Consequence of the lower deformation, the cladding maximal stress was also significantly reduced. Additionally, neutronic simulations were conducted in order to verify that, in nominal operational conditions, its coupling with thermal-hydraulics and thermomechanics is of minor importance. Finally, a contribution to the validation of the developed coupled simulation methodology was realized by performing a numerical benchmark against a preexisting coupled simulation tool, and by simulating the irradiation of an experimental fuel assembly. Unlike the novel approach developed in this work, the preexisting simulation tool employs a simplified thermal-hydraulic model and does not consider the impact of the deformation on the coolant mass flow rate, which was found to be of major importance. The simulation of the experimental irradiation yielded a maximal cladding deformation and deformation gradient that are in good agreement with the measured values, although limitations related to the empirical swelling laws employed in DOMAJEUR2 to compute the swelling were identified. The reformulation of these laws using the developed coupled simulation methodology constitutes a perspective of this work.

Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...) / Fast reactors (FR) can give value to the plutonium produced by the existing light water reactors and allow the transmutation of a significant part of the final nuclear waste. These features offer industrial prospects for this technology and new projects are currently studied in the world such as ASTRID prototype in France. Future FRs will have also to satisfy new requirements in terms of competitiveness, safety and reliability. In this context, the new core concept envisaged for ASTRID incorporate innovative features that improve the safety of the reactor in case of accident. The proposed design achieves a sodium voiding effect close to zero: it includes a fertile plate in the middle of the core and a sodium plenum in the upper part in order to increase the neutron leakage in case of sodium voiding. This heterogeneous design represents a challenge for the calculation tools and methods used so far to evaluate the neutronic parameters in traditional homogeneous cores. These methods have been improved over the thesis to rigorously treat the neutron streaming, especially at the mediums interfaces. These enhancements have consisted in the development of a specific analysis methodology based on perturbation theory and using a modern three dimensional Sn transport solver. This work has allowed on the one hand, to reduce the bias on static neutronic parameters in comparison with Monte Carlo methods, and, on the other hand, to obtain more accurate spatial distributions of neutronic effects including the reactivity feedback coefficients used for transient analysis. The analysis of the core behavior during transients has also allowed estimating the impact of reactivity feedback coefficients assessment improvements. In conjunction with this work, innovative methods based on the evaluation of local sensitivities coefficients have been proposed to assess the uncertainties associated to local reactivity effects. These uncertainties include the correlations between the different local parameters. The propagation during transients with these methods has allowed an estimation of temperature distributions achieved in the core and also to determine the available safety margins before sodium boiling.

Cette étude s'inscrit dans le cadre du développement d'outils de simulation de latélémétrie qui est une technique possible pour la surveillance et le contrôle périodique desréacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na).De manière générale, la télémétrie consiste à positionner au sein du réacteur untransducteur qui génère un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage à travers un milieuinhomogène et aléatoire car le sodium liquide est le siège de fluctuations de température quiimpliquent une variation de la célérité des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagationdu faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergée dans le réacteur. Lamesure du temps de vol de l'écho reçu par le même transducteur permet de déterminer laposition précise de la structure. La simulation complète de la télémétrie nécessite donc lamodélisation à la fois de la propagation d'une onde acoustique en milieu inhomogènealéatoire et de l'interaction de cette onde avec des cibles de formes variées ; c'est l'objectif dece travail.Un modèle stochastique basé sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'aborddéveloppé afin de simuler les perturbations aléatoires du champ de propagation. Le champacoustique en milieu inhomogène est finalement modélisé à partir du champ calculé dans unmilieu homogène moyen en modifiant les temps de parcours des rayons homogènes parincorporation d'une correction fournie par le modèle stochastique. Le modèle stochastiquede propagation ainsi développé a été validé par comparaison avec un modèle déterministe ets'avère nettement plus simple à mettre en oeuvre au sein de la plateforme logicielle desimulation en contrôle non destructif CIVA et moins couteux en temps de calcul que lemodèle déterministe.En vue de modéliser l'interaction onde acoustique/cible, des modèles classiques dediffraction ont été évalués dans le cadre de structures rigides, parmi lesquels la théoriegéométrique de la diffraction (GTD) et l'approximation de Kirchhoff (KA), ces deuxapproches apparaissant comme complémentaires. En les combinant de sorte à ne conserverque leurs avantages, nous avons développé un modèle hybride (KA raffiné) en utilisant uneprocédure similaire à la théorie physique de la diffraction (PTD). Le modèle KA raffinéfournit une amélioration de la prédiction en champ proche d'une cible rigide. Le modèle dediffraction KA initial (non raffiné) a été ensuite étendu pour traiter une cible réalisted'impédance finie. Le modèle KA " général " ainsi obtenu se révèle être une solutionsatisfaisante pour l'application à la télémétrie. Finalement, le couplage du modèlestochastique de propagation et du modèle de diffraction KA général nous a permis deconstruire un outil de simulation complète de la télémétrie en milieu inhomogène.

Contrairement à ses prédécesseurs (Phénix, Super-Phénix, EFR…), le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de IVième génération doit justifier un niveau de sûreté élevé tout en étant à la fois viable économiquement et non-proliférant. Profitant d’un large retour d’expérience, les combustibles de type Oxyde (U,Pu)O2 représentent actuellement la solution de référence en France. Cependant, les combustibles de type carbure (U,Pu)C sont considérés comme une option innovante pour apporter à la conception d’un RNR-Na des degrés d’optimisation supplémentaires. L’objectif de cette thèse était donc de mettre en avant les potentialités du combustible carbure en concevant un cœur de RNR-Na à la fois attractif d’un point de vue économique et au comportement naturel en transitoire incidentel. Pour un parc de réacteurs français, on s’intéressera plus particulièrement à des cœurs iso-générateurs de forte puissance électrique (1500 MWe).Cet objectif a requis la mise en place d’une approche pluridisciplinaire prenant en compte les contraintes de thermomécanique combustible et de thermo-hydraulique en transitoire incidentel dès les premières étapes de la conception. Des modèles simplifiés basés sur les contre-réactions globales K, G et H ont été développés pour estimer le comportement d’un projet de cœur en transitoire de type insertion de réactivité, perte de débit primaire et/ou secondaire. L’avantage de cette nouvelle approche est surtout d’apporter au concepteur des outils complémentaires l’aidant à avoir une vision globale des problématiques de conception, mettant ainsi en avant les innovations ou les paramètres à optimiser pour améliorer les performances d’un cœur de RNR-Na.Cette approche a été appliquée à la conception de cœurs à combustibles carbure avec des performances très intéressantes. Un cœur de forte puissance électrique est proposé : il est isogénérateur de faible volume, avec un inventaire fissile initial réduit et un comportement naturel en transitoire incidentel très satisfaisant. Cependant, le taux de combustion d’une aiguille carbure dans un tel cœur semble limité à 100 MWj/kg à cause du gonflement important du carbure et de sa faible capacité à fluer, ce qui conduit rapidement à l’Interaction Mécanique Pastille-Gaine. Une aiguille fonctionnant à forte puissance linéique nécessite à la fois un jeu pastille-gaine épais et un joint sodium pour retarder l’IMPG, mais aussi un acier de gainage capable d’accommoder l’interaction par son fluage.Les performances en irradiation d’un combustible carbure pour un cœur industriel semblent donc très inférieures à celles obtenues expérimentalement dans le FBTR, où des aiguilles ont atteint un taux de combustion maximal de 155 MWj/kg. Cette différence a été étudiée et en partie expliquée, notamment par la fluence beaucoup plus faible obtenue dans un réacteur expérimental, retardant le critère de gonflement volumique. Deux voies d’exploration ont été mises en évidence pour augmenter les performances du carbure tel qu’utilisé dans un réacteur industriel. La première utilise un jeu pastille-gaine avec une technologie de type « buffer » pour retarder l’IMPG. La seconde est un cœur de faible fluence utilisant un enrichissement accru en plutonium. Les résultats préliminaires obtenus montrent que des taux de combustion supérieurs à 100 MWj/kg devraient être atteignables.Pour conclure, l’approche de conception pluridisciplinaire mise en place au cours de cette thèse s’est révélée efficace pour mettre en avant les avantages du combustible de type carbure. Celle-ci a permis de concevoir une image de cœur de RNR-Na attractive d’un point de vue économique, avec un comportement pardonnant en transitoire accidentel et capable d’atteindre un taux de combustion élevé. / Compared with earlier plant designs (Phénix, Super-Phénix, EFR), GEN IV Sodium-cooled Fast Reactor requires improved economics while meeting safety and non-proliferation criteria. Mixed Oxide (U-Pu)O2 fuels are considered as the reference fuels due to their important and satisfactory feedback experience. However, innovative carbide (U-Pu)C fuels can be considered as serious competitors for a prospective SFR fleet since carbide-fueled SFRs can offer another type of optimization which might overtake on some aspects the oxide fuel technology. The goal of this thesis is to reveal the potentials of carbide by designing an optimum carbide-fueled SFR with competitive features and a naturally safe behavior during transients. For a French nuclear fleet, a 1500 MW(e) break-even core is considered.To do so, a multi-physic approach was developed taking into account neutronics, fuel thermo-mechanics and thermal-hydraulic at a pre-design stage. Simplified modeling with the calculation of global neutronic feedback coefficients and a quasi-static evaluation was developed to estimate the behavior of a core during overpower transients, loss of flow and/or loss of heat removal transients. The breakthrough of this approach is to provide the designer with an overall view of the iterative process, emphasizing the well-suited innovations and the most efficient directions that can improve the SFR design project.This methodology was used to design a core that benefits from the favorable features of carbide fuels. The core developed is a large carbide-fueled SFR with high power density, low fissile inventory, break-even capability and forgiving behaviors during the unscrammed transients studied that should prevent using expensive mitigate systems. However, the core-peak burnup is unlikely to significantly exceed 100 MWd/kg because of the large swelling of the carbide fuel leading to quick pellet-clad mechanical interaction and the low creep capacity of carbide. Moderate linear power fuel pins require both a large initial sodium-bonded gap, delaying the fuel clad mechanical interaction, and a clad able to accommodate it by its high irradiation creep capacity.Irradiated carbide fuel performances predicted for an industrial SFR design are lower than the one obtained in the FBTR reactor irradiations, where 155 MWd/kg was obtained. This difference was studied and partly explained by the lower flux of experimental reactor delaying the embrittlement criterion. Innovative designs are now being considered to enhance the carbide-fueled pins burnup performance of industrial cores. The first innovative design uses a buffer technology to induce a delay in getting to the fuel clad mechanical interaction. The second innovative design is a core using high plutonium content so as to optimize the fluence over burnup ratio. Preliminary results show that a burnup higher than 100 MWd/kg can be reached.As a conclusion, this global approach has proven to be efficient in revealing the benefits gained using carbide fuel in a SFR. An optimum SFR core was designed exhibiting economic competitiveness while having inherent behavior during transient and reaching high burnup performance.

Les cœurs de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na ) sont constitués d’assemblages combustibles disposés selon un réseau hexagonal régulier, compact en régime de fonctionnement nominal.Sous l’effet de l’irradiation et de la température, les assemblages sont amenés à se déformer axialement et radialement.Les objectifs de cette thèse sont la compréhension des phénomènes neutroniques intervenant lors d’une telle déformation du cœur, l’impact sur la conception ainsi que la mise au point de schémas de calcul neutroniques déterministes innovants aptes à en évaluer l’amplitude.La première partie de ces travaux est dédiée au développement d’une modélisation analytique des causes de variations de réactivité lors de la déformation du cœur. Cette analyse a permis d’identifier à la fois les causes de ces variations de réactivité et l’impact du déplacement des assemblages en fonction de leurs directions et de leurs positions dans le cœur.Un premier schéma neutronique basé sur la méthode de projection de maillage a été conçu et développé à l’aide des codes ERANOS (BISTRO, H3D et VARIANT) et du solveur SNATCH Le deuxième schéma conçu se base sur la transformation géométrique du maillage de calcul : le maillage est modifié en fonction du champ des déformations des assemblages. Cette fonctionnalité a été implémentée pour le solveur SNATCH, initialement prévu pour la résolution de l’équation de Boltzmann pour de mailles régulières.Enfin un modèle itératif basé sur la méthode de projection de maillage a été mis en place afin de déterminer les champs de déformations les plus réactifs en fonction de l’énergie mécanique fournie au cœur dans sa configuration nominale. / The fuel assemblies of SFR cores (sodium fast reactors) are normally arranged in hexagonal regular lattices, whose compactness is ensured in nominal operating conditions by thermal expansion of assemblies pads disposed on the six assembly wrapper faces.During the reactor operations, thermal expansion phenomena and irradiation creep phenomena occur and they cause the fuel assemblies to bow and to deform both radially and axially.The main goal of this PhD is the understanding of the neutronic aspects and phenomena occurring in case of core and lattice deformations, as much as the design and implementation of deterministic neutronic calculation schemes and methods in order to evaluate the consequences for the core design activities and the safety analysis.The first part of this work is focused on the development of an analytical model with the purpose to identify the neutronic phenomena that are the main contributors to the reactivity changes induced by lattice and core deformations.A first scheme based on the spatial mesh projection method has been conceived and implemented for the ERANOS codes (BISTRO, H3D and VARIANT) and to the SNATCH solver.The second calculation scheme propose is based on mesh deformation: the computing mesh is deformed as a function of the assembly displacement field. This methodology has been implemented for the solver SNATCH, which normally allows the Boltzmann equation to be solved for a regular mesh. Finally, an iterative method has been developed in order to fulfill an a-priori estimation of the maximal reactivity insertion as a function of the postulated mechanical energy provided to the core, as much as the deformation causing it.