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.

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La démarche de conception et de sûreté du réacteur ASTRID, démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium, implique la modélisation de scénarios d’accidents graves qui font intervenir une fusion du cœur du réacteur. L’objectif de la thèse, en soutien à cette modélisation, est de contribuer à l’identification des processus susceptibles de faire bifurquer un scénario d’accident grave. Deux phases d’un scénario sont traitées pour cela. Tout d’abord, le début d’une séquence de perte de débit primaire non protégée est analysé à l’aide d’un critère analytique développé pendant la thèse, visant à prédire la bifurcation de la décroissance du débit vers un état stabilisé ou bien vers un état instable, menant à la dégradation du cœur. Ce nouveau critère, qui présente l’intérêt de tenir compte de l’effet de l’évolution de la puissance sur la stabilité du débit, est vérifié à l’aide d’un outil de calcul dédié aux accidents de perte de débit non protégés. Dans un second temps, les processus prépondérants impliqués dans une vaporisation de combustible liquide suivie d’une détente de sa vapeur, consécutives à une excursion de puissance accidentelle, sont identifiés via une analyse dimensionnelle. En reprenant les résultats de cette analyse, un outil de calcul est par la suite développé, dont l’objet est de déterminer l’énergie mécanique transmise à la cuve du réacteur lors de la détente. La question du transfert thermique entre la vapeur de combustible se détendant et le caloporteur est particulièrement étudiée. Cet outil est validé via une comparaison à des résultats expérimentaux et à des résultats de calculs issus d’un autre code. Des études paramétriques permettent enfin de quantifier la variabilité des résultats due au choix de modélisation et aux incertitudes sur les données physiques employées. / Severe accidents’ modeling is required for the design and safety analysis of ASTRID, a Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor under development in France. This thesis aims at contributing to identify the driving processes of ASTRID’s severe accidents scenarios. First, a stability criterion is developed to analyze the beginning of an unprotected loss of flow accident. This stability criterion assesses whether the decreasing flow is stable or unstable, leading to the core disassembly. This criterion also considers power variations during the loss of flow, which former stability criteria do not take into account. Then, the driving processes of a transient involving a fuel vaporisation followed by its vapor expansion are identified using a dimensional analysis. The simplifications justified by this dimensional analysis are considered further to develop a numerical tool that computes the mechanical energy transmitted to the core vessel in case of fuel vaporisation. The thermal exchange between the expanding fuel vapor and the sodium coolant is especially analyzed. The tool is validated by comparing its results to experimental measures and to another tool’s computations. In the end, parametric studies are done in order to assess the tool computations’ variability induced by physical uncertainties or modeling options.

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.

International Atomic Energy Agency (IAEA) safeguards are one method of proliferation resistance which is applied at most nuclear facilities worldwide. IAEA safeguards act to prevent the diversion of nuclear materials from a facility through the deterrence of detection. However, even with IAEA safeguards present at a facility, the country where the facility is located may still attempt to proliferate nuclear material by exploiting weaknesses in the safeguards system. The IAEA's mission is to detect the diversion of nuclear materials as soon as possible and ideally before it can be weaponized. Modern IAEA safeguards utilize unattended monitoring systems (UMS) to perform nuclear material accountancy and maintain the continuity of knowledge with regards to the position of nuclear material at a facility. This research focuses on evaluating the reliability of unattended monitoring systems and integrating the probabilistic failure of these systems into the comprehensive probabilistic proliferation resistance model of a facility. To accomplish this, this research applies reliability engineering analysis methods to probabilistic proliferation resistance modeling. This approach is demonstrated through the analysis of a safeguards design for the Example Sodium Fast Reactor Fuel Cycle Facility (ESFR FCF). The ESFR FCF UMS were analyzed to demonstrate the analysis and design processes that an analyst or designer would go through when evaluating/designing the proliferation resistance component of a safeguards system. When comparing the mean time to failure (MTTF) for the system without redundancies versus one with redundancies, it is apparent that redundancies are necessary to achieve a design without routine failures. A reliability engineering approach to probabilistic safeguards system analysis and design can be used to reach meaningful conclusions regarding the proliferation resistance of a UMS. The methods developed in this research provide analysts and designers alike a process to follow to evaluate the reliability of a UMS.

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que caracterizarán a la siguiente generación de reactores nucleares. Estos reactores se caracterizaran por una gestión más eficiente del combustible nuclear, un incremento en las exigencias de seguridad y una alta competitividad económica. Con tales objetivos, GIF propuso una serie de diseños potencialmente capaces de alcanzarlos. Estos diseños son tecnológicamente muy distintos a las plantas nucleares comerciales actuales al utilizar neutrones de espectro rápido y consecuentemente refrigeración por metales líquidos. Estos nuevos diseños requieren el desarrollo y validación de herramientas computacionales capaces de simular el comportamiento de la planta tanto en fase estacionaria como en transitoria y por tanto sean aplicables en los procesos de diseño y licitación de dichas plantas. El objetivo de esta tesis es el de adaptar los códigos computacionales actuales aplicados a la simulación de reactores refrigerados por agua a reactores rápidos refrigerados por metales líquidos, tales como el sodio o el plomo y el desarrollo de modelos capaces de simular de una manera consistente el comportamientos de los sistemas ante determinados eventos que constituyen la base de diseño de la planta Para ello se adaptaran dichos códigos a la fenomenología específica de estos reactores, se desarrollaran modelos termo-hidráulicos y neutrónicos tanto unidimensionales como tridimensionales de los diseños propuestos y se validarán los resultados para demostrar su aplicabilidad. El trabajo incluye la implementación de correlaciones específicas para habilitar los códigos para el cálculo de la condiciones termo-hidráulicas de los refrigerantes así como la adaptación de los esquemas de acoplamiento termo-hidráulico-neutrónicos existentes a esta nueva tecnología. / Lázaro Chueca, A. (2014). Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/39353 / TESIS

A breed-and-burn molten salt reactor (BBMSR) concept is proposed to address the Generation IV fuel cycle sustainability objective in a once-through cycle with low enrichment and no reprocessing. The BBMSR uses separate fuel and coolant molten salts, with the fuel contained in assemblies of individual tubes that can be shuffled and reclad periodically to enable high burnup. In this dual-salt configuration, the BBMSR may overcome several limitations of previous breed-and-burn (B$\&$B) designs to achieve high uranium utilisation with a simple, passively safe design. A central challenge in design of the BBMSR fuel is balancing the neutronic requirement of large fuel volume fraction for B$\&$B mode with the thermal-hydraulic requirements for safe and economically competitive reactor operation. Natural convection of liquid fuel within the tubes aids heat transfer to the coolant, and a systematic approach is developed to efficiently model this complex effect. Computational fluid dynamics modelling is performed to characterise the unique physics of the system and produce a new heat transfer correlation, which is used alongside established correlations in a numerical model. A design framework is built around this numerical model to iteratively search for the limiting power density of a given fuel and channel geometry, applying several defined temperature and operational constraints. It is found that the trade-offs between power density, core pressure drop, and pumping power are lessened by directing the flow of coolant downwards through the channel. Fuel configurations that satisfy both neutronic and thermal-hydraulic objectives are identified for natural, 5$\%$ enriched, and 20$\%$ enriched uranium feed fuel. B$\&$B operation is achievable in the natural and 5$\%$ enriched versions, with power densities of 73 W/cm$^3$ and 86 W/cm$^3$, and theoretical uranium utilisations of 300 $\mathrm{MWd/kgU_{NAT}}$ and 25.5 $\mathrm{MWd/kgU_{NAT}}$, respectively. Using 20$\%$ enriched feed fuel relaxes neutronic constraints so a wider range of fuel configurations can be considered, but there is a strong inverse correlation between power density and uranium utilisation. The fuel design study demonstrates the flexibility of the BBMSR concept to operate along a spectrum of modes ranging from high fuel utilisation at moderate power density using natural uranium feed fuel, to high power density and moderate utilisation using 20$\%$ uranium enrichment.

The aim of the dissertation is proposing and solving energy convection systems for nuc-lear power plants with a sodium fast reactor of the 4th generation. The first part of the dissertation deals with collection and evaluation of information available about nuclear power plants with sodium fast reactor which use nuclear or non-nuclear reheating to increase thermal efficiency. On the basis of the acquired information, thermal schemes are developed and thermal effi-ciency is determined for the systems working in both Rankine thermal cycle and Brayton thermal cycle. In the further part of the dissertation thermal calculation of the reheater for nuclear and non-nuclear reheating is made for the systems working in Rankine thermal cycle. At the end of this dissertation, an apparatus suitable for these systems is suggested and the systems are evaluated in terms of technical implementation and nuclear safety.