La conception du coeur d’un réacteur nucléaire est fortement multidisciplinaire (neutronique, thermo-hydraulique, thermomécanique du combustible, physique du cycle, etc.). Le problème est aussi de type multi-objectif (plusieurs performances) à grand nombre de dimensions (plusieurs dizaines de paramètres de conception).Les codes de calculs déterministes utilisés traditionnellement pour la caractérisation des coeurs demandant d’importantes ressources informatiques, l’approche de conception classique rend difficile l’exploration et l’optimisation de nouveaux concepts innovants. Afin de pallier ces difficultés, une nouvelle méthodologie a été développée lors de ces travaux de thèse. Ces travaux sont basés sur la mise en oeuvre et la validation de schémas de calculs neutronique et thermo-hydraulique pour disposer d’un outil de caractérisation d’un coeur de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium tant du point de vue des performances neutroniques que de son comportement en transitoires accidentels.La méthodologie mise en oeuvre s’appuie sur la construction de modèles de substitution (ou métamodèles) aptes à remplacer la chaîne de calcul neutronique et thermo-hydraulique. Des méthodes mathématiques avancées pour la planification d’expériences, la construction et la validation des métamodèles permettent de remplacer cette chaîne de calcul par des modèles de régression au pouvoir de prédiction élevé.La méthode est appliquée à un concept innovant de coeur à Faible coefficient de Vidange sur un très large domaine d’étude, et à son comportement lors de transitoires thermo-hydrauliques non protégés pouvant amener à des situations incidentelles, voire accidentelles. Des analyses globales de sensibilité permettent d’identifier les paramètres de conception influents sur la conception du coeur et son comportement en transitoire. Des optimisations multicritères conduisent à des nouvelles configurations dont les performances sont parfois significativement améliorées. La validation des résultats produits au cours de ces travaux de thèse démontre la pertinence de la méthode au stade de la préconception d’un coeur de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium. / Nuclear reactor core design is a highly multidisciplinary task where neutronics, thermal-hydraulics, fuel thermo-mechanics and fuel cycle are involved. The problem is moreover multi-objective (several performances) and highly dimensional (several tens of design parameters).As the reference deterministic calculation codes for core characterization require important computing resources, the classical design method is not well suited to investigate and optimize new innovative core concepts. To cope with these difficulties, a new methodology has been developed in this thesis. Our work is based on the development and validation of simplified neutronics and thermal-hydraulics calculation schemes allowing the full characterization of Sodium-cooled Fast Reactor core regarding both neutronics performances and behavior during thermal hydraulic dimensioning transients.The developed methodology uses surrogate models (or metamodels) able to replace the neutronics and thermal-hydraulics calculation chain. Advanced mathematical methods for the design of experiment, building and validation of metamodels allows substituting this calculation chain by regression models with high prediction capabilities.The methodology is applied on a very large design space to a challenging core called CFV (French acronym for low void effect core) with a large gain on the sodium void effect. Global sensitivity analysis leads to identify the significant design parameters on the core design and its behavior during unprotected transient which can lead to severe accidents. Multi-objective optimizations lead to alternative core configurations with significantly improved performances. Validation results demonstrate the relevance of the methodology at the predesign stage of a Sodium-cooled Fast Reactor core.

Dans le cadre des recherches menées sur les SFR (Sodium cooled Fast Reactor), le CEA souhaite développer une instrumentation innovante et spécifique à ces réacteurs. Le travail présenté concerne la mesure par ultrasons, de la température du sodium à la sortie des têtes des assemblages du coeur du réacteur. Cette instrumentation implique la propagation d'ultrasons dans du sodium liquide, thermiquement inhomogène et turbulent. Le milieu provoque des déviations du faisceau acoustique qu'il faut prévoir et quantifier pour envisager d'employer les ultrasons comme moyen de mesure dans un coeur de réacteur SFR.Pour cela un code nommé AcRaLiS (Acoustic Ray in Liquid Sodium) a été implémenté. Une étude thermo-hydraulique précise du sodium a tout d'abord été menée afin de proposer une description adaptée du milieu et de choisir le modèle de propagation acoustique adéquat. Puis une implémentation a été réalisée afin de permettre la simulation rapide de la propagation d'ondes de plusieurs mégahertz dans ce milieu particulier. Ce code prévoit les déviations et l'évolution de l'intensité du faisceau acoustique. Deux expériences ont ensuite été conçues et réalisées pour vérifier ce code. La première, nommée UPSilon, innove en remplaçant le sodium par de l'huile de silicone afin d'avoir une inhomogénéité thermique stable pendant l'expérience. Elle permet de déterminer la validité du code AcRaLiS dans des inhomogénéités thermiques. La seconde, nommée IKHAR, permet d'étudier en eau l'influence de la turbulence sur la propagation d'ondes, en exploitant les instabilités de Kelvin-Helmholtz. Les conclusions et les perspectives sont présentées en élargissant à d'autres domaines d'application. / In the frame of research on Sodium cooled Fast nuclear Reactor (SFR), CEA aims to develop an innovative instrumentation, specific to these reactors. The present work relates to the measurement of the sodium temperature at the outlet of the assemblies of the reactor's core by an ultrasonic method. This instrumentation involves the propagation of ultrasonic waves in liquid sodium, thermally inhomogeneous and turbulent. Environment causes deviations of the acoustic beam that must be understood to predict and quantify to consider ultrasound as a measure means in a core of SFR reactor. To determine the magnitude of these influences, a code named AcRaLiS (Acoustic Ray in Liquid Sodium) has been implemented. In a first step, a thermal-hydraulic study specific to the medium, was conducted to provide an adequate description of the environment and choose a suitable acoustic propagation model. Then an implementation has been performed to allow rapid simulations of the wave propagation at several megahertz in this particular environment. This code provides ultrasounds deviations and changes in beam intensity.Two experiments were designed and conducted to verify the code. The first, named UPSilon innovates by replacing sodium by silicone oil in order to have a stable thermal inhomogeneity during the experiment. It allows to determine the validity of the code AcRaLiS with thermal inhomogeneities. The second, called IKHAR allows to study the influence of water turbulence on the propagation of waves, using the Kelvin-Helmholtz instabilities. Conclusions and perspectives are presented, including perspectives for other application domains.

Au-dessus d'un taux de combustion seuil ≥ 7 at %, les produits de fission volatils Cs, I, et Te ou métalliques (Mo) sont partiellement relâchés hors du combustible et finissent par constituer une couche de composés de PF qui remplit progressivement le jeu existant entre la périphérie de la pastille et la surface interne de la gaine en acier inoxydable. Nous appelons cette couche JOG pour Joint Oxyde-Gaine. Mon sujet de thèse est axé sur l'étude thermodynamique du système (Cs, I, Te, Mo, O) + (U, Pu) ainsi que sur l'étude de la diffusion de ces produits de fission à travers le combustible vers le jeu combustible-gaine pour former le JOG.L'étude thermodynamique constitue la première étape de mon travail. Sur la base d'une analyse critique des données expérimentales issues de la littérature, les systèmes Cs-Te, Cs-I, Cs-Mo-O ont été modélisés par la méthode CALPHAD. En parallèle, une étude expérimentale a été entreprise pour valider la modélisation CALPHAD du système binaire Cs-Te. Dans une deuxième étape, les données thermodynamiques résultant de la modélisation CALPHAD ont été introduites dans la base de données du code de calcul thermodynamique ANGE (code interne au CEA dérivé du logiciel SOLGASMIX) dont la finalité est le calcul de la composition chimique du combustible irradié. Dans une troisième étape, le code de calcul thermodynamique ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimiser) a été couplé avec le code de simulation du comportement thermomécanique du combustible des RNR-Na GERMINAL V2. / For a burn-up higher than 7 at%, the volatile FP like Cs, I and Te or metallic (Mo) are partially released from the fuel pellet in order to form a layer of compounds between the outer surface of the fuel and the inner surface of the stainless cladding. This layer is called the JOG, french acronym for Joint-Oxyde-Gaine.My subject is focused on two topics: the thermodynamic study of the (Cs-I-Te-Mo-O) system and the migration of those FP towards the gap to form the JOG.The thermodynamic study was the first step of my work. On the basis of critical literature survey, the following systems have been optimized by the CALPHAD method: Cs-Te, Cs-I and Cs-Mo-O. In parallel, an experimental study is undertaken in order to validate our CALPHAD modelling of the Cs-Te system. In a second step, the thermodynamic data coming from the CALPHAD modelling have been introduced into the database that we use with the thermochemical computation code ANGE (CEA code derived from the SOLGASMIX software) in order to calculate the chemical composition of the irradiated fuel versus burn-up and temperature. In a third and last step, the thermochemical computation code ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimizer) has been coupled with the fuel performance code GERMINAL V2, which simulates the thermo-mechanical behavior of SFR fuel.