L’hydrolyse contrôlée et progressive est une des solutions technologiques pour traiter le sodium tritié présent dans divers composants d’un Réacteur à Neutrons Rapides. Une étude expérimentale a été réalisée pour analyser et comprendre les phénomènes physico-chimiques mis en jeu lors de cette hydrolyse, fortement exothermique, et étudier l’influence des paramètres opératoires sur la répartition HT /HTO au sein de l’effluent liquide et de l’effluent gazeux générés. Les deux facteurs prédominants sont l’activité totale du sodium traité et le flux énergétique (J/s) dégagée par la réaction. Un modèle phénoménologique de l’hydrolyse de sodium tritié est proposé pour synthétiser les connaissances acquises et servir d’aide à la prédiction de la composition en tritium dans les effluents générés en vue de leur traitement. / Within the framework of the decommissioning of fast reactors, several processes are under investigation regarding sodium disposal. One of them rests on the implementation of the sodium-water reaction (SWR), in a controlled and progressive way, to remove residual sodium containing impurities such as sodium hydrides, sodium oxides and tritiated sodium hydrides. Such a hydrolysis releases some amount of energy and produces a liquid effluent, composed of a solution of soda, and a gaseous effluent, composed of hydrogen, steam and an inert gas. The tritium, originally into the sodium as a soluble (T-) or precipitate form (NaT), will be distributed between the liquid and gaseous effluent, and according to two chemical forms, the tritium hydride HT and the tritiated water HTO. HTO being 10,000 times more radiotoxic than HT, a precise knowledge of the mechanisms governing the distribution of tritium is necessary in order to estimate the exhaust gas releases and design the process needed to treat the off-gas before its release into the environment. An experimental study has been carried out in order to determine precisely the phenomena involved in the hydrolysis. The influence of the experimental conditions on the tritium distribution has been tested. The results of this study leaded to a phenomenological description of the tritiated sodium hydrolysis that will help to predict the composition of the effluents, regarding tritium.

En vue de permettre l'incinération des déchets nucléaires à vie longue, les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, plus communément dénommés ADS (Accelerator Driven System), sont l'une des solutions envisagées. Afin de permettre le monitorage de la puissance et donc le pilotage de tels systèmes, de multiples méthodes d'extraction de la réactivité ont été développées pendant les soixante dernières années. La méthode « kprompt », dernière en date, a démontré de multiples avantages et avait donné d'excellents résultats lors de l'expérience MUSE-4 dans le début des années 2000. Cette méthode, reposant sur la détermination de la distribution du temps de vie de fission intergénération, ne nécessite pas l'accès à la configuration critique pour la calibration (comme dans la méthode MSM) mais également l'investigation des taux de comptage sur de longs temps (comme dans la méthode des Aires). Sa robustesse, vis-à-vis de plusieurs facteurs physico-chimico-géométriques, a été éprouvée et confirmée pour le cas de l'expérience GUINEVERE. Par comparaison des résultats obtenus avec les méthodes usuelles de détermination de la réactivité, nous avons réussi à appliquer la méthode « kprompt » de façon satisfaisante aux différentes expériences dynamiques que sont les PNS et les Beam Trips. Finalement, suite à cette transposition de la méthode « kprompt » avec succès à l'expérience GUINEVERE, l'étape suivante consistera en son application au démonstrateur de puissance que sera le projet MYRRHA. / In order to allow the incineration of the long-lived nuclear wastes, the sub-critical reactors, more commonly named ADS (Accelerator Driven System), is one of the proposed solutions. To allow the monitoring of the power and therefore the control of such systems, several methods, developed during the last sixty years, give the reactivity. The last in date method, called « kprompt » method, has demonstrated many advantages and gave excellent results during the MUSE-4 experiment in the early 2000s. This method, based on the determination of the intergeneration fission lifetime distribution, does not require the access to the critical configuration for calibration (as for the MSM method) and the investigation of the counting rate on long times (as for the Area method). Its robustness, regarding several physical-chemical-geometrical factors, was tested and confirmed in the case of the GUINEVERE experience. By comparing the results obtained with the usual methods of reactivity determination, we applied adequately the « kprompt » method to the different dynamical experiments, the so-called PNS and Beam Trips. Finally, following the successfully transposition of the « kprompt » method to the GUINEVERE experience, the next step, in its application, will be to the power demonstrator MYRRHA.

Ce travail se place dans le cadre des réacteurs nucléaires de 4ème génération tels que les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G), pour lesquels des matériaux réfractaires comme le nitrure de titane (TiN) enroberont le combustible afin de permettre la rétention des produits de fission. Cette étude a porté sur le comportement thermique intragranulaire du xénon dans des échantillons de TiN obtenus par frittage à chaud sous charge. Le rôle de la microstructure sur le comportement thermique du xénon a été étudié. Plusieurs lots ont ainsi été synthétisés sous différentes conditions de température et de composition de la poudre initiale. Le xénon a été introduit par implantation ionique. Les échantillons ont ensuite subi des traitements thermiques entre 1300°C et 1600°C, soient les températures accidentelles envisagées. Un transport majoritaire du xénon vers la surface a été mis en évidence. Ce dernier est ralenti lorsque la température de frittage augmente. Des différences de comportement ont été observées selon les poudres mises en oeuvre dans la synthèse et selon l'orientation cristalline du grain considéré. Le relâchement du xénon a également été corrélé à l’oxydation de TiN. Des bulles de Xe dès 0,38 % atomique ont été observées. Leur taille est proportionnelle à la concentration en Xe et augmente avec la température de recuit, d’où une certaine mobilité du Xe au sein de TiN. Plusieurs mécanismes pouvant expliquer cette mobilité sont proposés. En complément, des calculs ab initio ont confirmé le caractère fortement insoluble du Xe dans TiN et révélé que les bilacunes sont les plus favorables à l'incorporation du xénon au sein de ce matériau. / This work concerns the generation IV future nuclear reactors such as gas-cooled fast reactor (GFR) for which refractory materials as titanium nitride (TiN) are needed to surround fuel and act as a fission product diffusion barrier. This study is about Xe thermal behavior in sintered titanium nitride. Microstructure effects on Xe behavior have been studied. In this purpose, several syntheses have been performed using differents sintering temperatures and initial powder compositions. Xenon species have been introduced into samples by ionic implantation. Then, samples were annealed in temperature range from 1300°C to 1600°C, these temperatures being the accidental awaited temperature. A transport of xenon towards sample surface has been observed. Transport rate seems to be slow down when increasing sintering temperature. The composition of initial powder and the crystallographic orientation of each considered grain also influence xenon thermal behavior. Xenon release has been correlated with material oxidation during annealing. Xenon bubbles were observed. Their size is proportional with xenon concentration and increases with annealing temperature. Several mechanisms which could explain Xe intragranular mobility in TiN are proposed. In addition with experiments, very low Xe solubility in TiN has been confirmed by ab initio calculations. So, bivacancies were found to be the most favoured Xe incorporation sites in this material.

Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l’emploi de matériaux d’enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l’irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l’oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d’implantation sur la migration thermique du xénon dans le ZrC0.95O0.05, des ions 136Xe2+ ont été implantés à une énergie de 800 keV à trois fluences : 1015, 1016 et 1017 at/cm². Les échantillons ont ensuite été recuits sous vide secondaire dans une gamme de températures de 1500 à 1800°C. Les profils de distribution du xénon ont été mesurés par RBS ou par SIMS. Des analyses par MET, MEB, NBS et PAS-DBS ont été réalisées à chaque étape. Cette étude a montré qu’à 1015 et 1016 at/cm2 le xénon est piégé dans des bulles nanométriques dans les murs de dislocations. A 1017 at/cm2, la coalescence des bulles de plus grandes tailles conduit au relâchement du xénon aux joints de grains. Pour les échantillons de ZrC0,8O0,2, les recuits conduisent à une oxydation de surface corrélée à un important relâchement du xénon. Parallèlement, des expériences d’irradiation ont été effectuées sur la plateforme JANNUS et auprès du Tandem afin de déterminer le rôle respectif des dégâts balistiques et électroniques sur la migration du xénon. Nous avons observé que ces conditions d’irradiation n’entrainaient pas de migration du xénon / Refractory ceramics are considered for the GEN IV reactors (GFR). Transition metal carbides, like ZrC, are candidates as components for fuel elements owing to their good thermal stability and their neutronic performance. An extensive study was carried out to elucidate the role of temperature on the diffusion of xenon, an abundant and volatile radionuclide, in zirconium oxycarbide. For that purpose, dense zirconium carbide samples ZrC0.8O0.2 and ZrC0.95O0.05 were synthesized using Spark Plasma Sintering and Hot Pressing. 136Xe2+ ions were implanted at three fluencies: 1015, 1016 and 1017 at/cm2, at an energy of 800 keV. Thermal annealing were carried out under vacuum in a temperature range of 1500°C to 1800°C. The Xe distribution profiles were measured either by Rutherford Backscattering Spectrometry or by Secondary Ion Mass Spectrometry before and after the different treatments. Our results show that the ZrC0.8O0.2 stoichiometry is not stable at high temperature and for the ZrC0.95O0.05 stoichiometry, the Xe migration behaviour depends on the implantation fluence. The role of the implantation defects, their evolution during annealing and the trapping of Xe into bubbles was evidenced using Positron Annihilation Lifetime Spectroscopy and Transmission Electron Microscopy. In order to simulate the effects due to neutron irradiation, irradiation experiments were carried out at the JANNUS irradiation platform at CEA Saclay and the Alto Tandem accelerator at Orsay taking into account the respective roles of the ballistic and electronic processes. We observed that no xenon migration occurred after irradiation

The thesis is mainly focused on the design of the intermediate heat exchanger primary circuit of the reactor ESFR. Heat exchanger is calculated heat, hydraulic and strength and is finally processed part drawings. There are designed the basic dimensions of the tube bundle and container heat exchanger. There are included an overview of concepts and so far used types IHX at the nuclear power plants with fast reactors. There are also mentioned basic parameters of the project ESFR and evaluated the safety and operational reliability of the heat exchanger.

This work focusses on analysing the stability of the MSFR – a molten salt reactor with a fast neutron spectrum. The investigations are based on a model, which was published and studied by the Politecnico di Milano using a linear approach. Since linear methods can only provide stability information to a limited extent, this work continues the conducted investigations by applying nonlinear methods. In order to examine the specified reactor model, the system equations were implemented, adjusted and verified using MATLAB code. With the help of the computational tool MatCont, a so-called fixed-point solution was tracked and its stability monitored during the variation of selected control parameters. It was found that the considered fixed point does not change its stability state and remains stable. Coexisting fixed points or periodic solutions could not be detected. Therefore, the analysed MSFR model is considered to be a stable system, in which the solutions always tend towards a steady state.:1. Introduction 2. Molten Salt Reactor Technology 2.1. Introduction 2.2. Historical Development 2.3. Working Principle of Molten Salt Reactors 2.4. Molten Salt Coolants 2.5. Advantages and Drawbacks 2.6. Classification 2.7. Molten Salt Fast Reactor Design 3. Stability Characteristics of Dynamical Systems 3.1. Introduction 3.2. Dynamical Systems 3.3. Stability Concepts 3.3.1. Introduction 3.3.2. Lagrange Stability (Bounded Stability) 3.3.3. Lyapunov Stability 3.3.4. Poincaré Stability (Orbital Stability) 3.4. Fixed-Point Solutions 3.4.1. Stability Analysis of Fixed-Point Solutions 3.4.2. Bifurcations of Fixed-Point Solutions 3.5. Periodic Solutions 3.5.1. Stability Analysis of Periodic Solutions 3.5.2. Bifurcations of Periodic Solutions 4. Analysed Reactor System 4.1. Introduction 4.2. Specified Reactor Model 4.3. Implementation and Verification of the Linearised System of Equations 4.3.1. Linearised System of Delayed Differential Equations 4.3.2. Comparison with Reference Plots 4.3.3. Adaptation of Parameter Values 4.4. Implementation and Verification of the Nonlinear System of Equations 4.4.1. Nonlinear System of Delayed Differential Equations 4.4.2. Delayed Neutron Precursor Equation Adjustments 4.4.3. Salt Temperature Equation Adjustments 4.4.4. Nonlinear System of Ordinary Differential Equations 4.4.5. Verification of the Nonlinear System of Ordinary Differential Equations 5. Conducted Stability Analyses 5.1. Introduction 5.2. Nonlinear Stability Analysis 5.2.1. Implementation 5.2.2. Results 5.2.3. Interpretation 5.3. Linear Stability Analysis 5.3.1. Comparison Between the Linearised and Nonlinearised MSFR System of Equations 5.3.2. Stability Investigations Using a Linear Criterion 5.4. MatCont Reliability Test Using an MSBR Model 6. Conclusions and Recommendations for Future Studies / Im Fokus dieser Arbeit steht die Stabilitätsanalyse des MSFR – eines Flüssigsalzreaktors mit schnellem Neutronenspektrum. Als Grundlage wurde ein Modell verwendet, das am Politecnico di Milano erstellt und dort mittels linearer Methoden untersucht wurde. Da lineare Betrachtungen nur eingeschränkte Stabilitätsaussagen treffen können, erweitert diese Arbeit die Untersuchungen um die nichtlineare Stabilitätsanalyse. Zur Untersuchung des vorgegebenen Reaktormodells wurden die Systemgleichungen in MATLAB übertragen und verifiziert. Mithilfe der Rechensoftware MatCont wurde eine sogenannten Fixpunkt-Lösung des Modells unter der Variation ausgewählter Parameter verfolgt und deren Stabilität überprüft. Es hat sich gezeigt, dass der betrachtete Fixpunkt seinen Stabilitätszustand dabei nicht verändert und stabil bleibt. Koexistierende Fixpunkte oder periodische Lösungen konnten nicht nachgewiesen werden. Daher gilt das betrachtete MSFR-Modell als ein stabiles System, dessen Lösungen immer auf einen stationären Zustand zulaufen.:1. Introduction 2. Molten Salt Reactor Technology 2.1. Introduction 2.2. Historical Development 2.3. Working Principle of Molten Salt Reactors 2.4. Molten Salt Coolants 2.5. Advantages and Drawbacks 2.6. Classification 2.7. Molten Salt Fast Reactor Design 3. Stability Characteristics of Dynamical Systems 3.1. Introduction 3.2. Dynamical Systems 3.3. Stability Concepts 3.3.1. Introduction 3.3.2. Lagrange Stability (Bounded Stability) 3.3.3. Lyapunov Stability 3.3.4. Poincaré Stability (Orbital Stability) 3.4. Fixed-Point Solutions 3.4.1. Stability Analysis of Fixed-Point Solutions 3.4.2. Bifurcations of Fixed-Point Solutions 3.5. Periodic Solutions 3.5.1. Stability Analysis of Periodic Solutions 3.5.2. Bifurcations of Periodic Solutions 4. Analysed Reactor System 4.1. Introduction 4.2. Specified Reactor Model 4.3. Implementation and Verification of the Linearised System of Equations 4.3.1. Linearised System of Delayed Differential Equations 4.3.2. Comparison with Reference Plots 4.3.3. Adaptation of Parameter Values 4.4. Implementation and Verification of the Nonlinear System of Equations 4.4.1. Nonlinear System of Delayed Differential Equations 4.4.2. Delayed Neutron Precursor Equation Adjustments 4.4.3. Salt Temperature Equation Adjustments 4.4.4. Nonlinear System of Ordinary Differential Equations 4.4.5. Verification of the Nonlinear System of Ordinary Differential Equations 5. Conducted Stability Analyses 5.1. Introduction 5.2. Nonlinear Stability Analysis 5.2.1. Implementation 5.2.2. Results 5.2.3. Interpretation 5.3. Linear Stability Analysis 5.3.1. Comparison Between the Linearised and Nonlinearised MSFR System of Equations 5.3.2. Stability Investigations Using a Linear Criterion 5.4. MatCont Reliability Test Using an MSBR Model 6. Conclusions and Recommendations for Future Studies

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.

Cette thèse se situe dans le cadre du projet ASTRID du CEA. La surveillance de la présence de gaz dans un RNR est importante pour son fonctionnement en toute sécurité. Cette thèse porte sur la détection et la caractérisation de présence de gaz par un débitmètre à distorsion de flux (DDF). Du point de vue technologique, l’objectif est d’évaluer la faisabilité de l’utilisation d’un DDF, et s’il est possible de mesurer le débit et le taux de vide simultanément avec un DDF. Du point de vue de la physique, le DDF mesure la perturbation du flux magnétique due aux courants de Foucault induits par l’hydrodynamique d’un écoulement de liquide conducteur. En présence de vide dans le conducteur, une nouvelle source de perturbation apparaît du fait de la modification, par le taux de vide, de la distribution du champ magnétique. En effet, la présence de vide agit sur les distributions locales de courants électriques dues au couplage des phénomènes d’induction et de forces de Lorentz. Notre objectif est de comprendre la nature de ces couplages et de proposer une méthode qui permette de caractériser la présence de vide à partir du signal de sortie du DDF, de mesurer le taux de vide et d’étudier la sensibilité de cette mesure aux variations des paramètres de l’écoulement et du champ électromagnétique (vitesse et pulsation, en particulier). Dans ce travail, des expériences spécifiques ont été développées pour étudier les effets de la vitesse, du taux de vide et de la pulsation du flux magnétique sur la réponse d’un DDF. Ces expériences modélisent un écoulement diphasique idéal (écoulement piston) consistant en une barre mobile d’aluminium contenant des trous et des cannelures pour simuler le taux de vide. Dans ces expériences la vitesse, le taux de vide et la pulsation sont parfaitement contrôlé et leur domaine de variations sont les suivants : 0<U<1 m/s pour la vitesse, 0< <6.9% pour le taux de vide et 1500<<12000 rad/s pour la pulsation (dans cette gamme de pulsations, on notera que la profondeur de pénétration du champ électromagnétique est de l’ordre de, mais plus petit que, le rayon du barreau d’aluminium). Une méthode d’ellipse-fitting appliqué au signal de sortie du DDF a été utilisée pour caractériser l’effet du taux de vide. Les résultats montrent que le DDF est sensible pour des fractions volumique de vide entre 0.3 % and 6.9% . En outre, la réponse aux variations de taux de vide est insensible à la vitesse du barreau. Cette technique est peu adaptée aux mesures des faibles taux de vide (< 0.1%). Une deuxième approche a été développée, sur la base de l’analyse du signal démodulé du DDF. Cette analyse s’appuie sur un modèle théorique du flux magnétique obtenu par un développement au 1er ordre par rapport à U et a. Ce modèle permet d’interpréter les résultats expérimentaux en termes de contributions de U et a au flux magnétique. Malgré le couplage fort entre l’induction Faraday et les forces de Lorentz, les résultats montrent que les contributions de U et alpha peuvent être séparées correctement pour des petites valeurs du nombre de Reynolds magnétique (Rem < 0.12), et de faible taux de vide ( < 6.9%). Un résultat très important est que la contribution de a sur le flux magnétique est insensible aux variations de vitesse dans cette gamme de Rem . De plus, l’effet de la géométrie du vide a été étudié pour deux configurations : cannelures et trous. Il a été observé que la géométrie du vide n’a pas d’effet sur les variations du flux magnétique avec a. Cette seconde approche est plus sensible aux variations de fraction volumique du vide que la méthode de l’ellipse-fitting. Enfin, des expériences préliminaires avec un liquide métallique (galinstan) contenant des perles de verre, ont été faites et ont montré une bonne sensibilité du signal du DDF avec la vitesse et le taux de vide. En conclusion, ce travail a montré qu’il est possible de mesurer simultanément un taux de vide et un débit pour la gamme de variations des paramètres étudiés. / A Generation IV Sodium cooled Fast Reactor (SFR) is being researched and developed at CEA, Cadarache France under the project named ASTRID. Monitoring gas presence in SFR is important with respect to its safe operation. In accordance with the principles of diversity, techniques based on different measurement principles have been proposed. This thesis concerns the detection and characterization of void using magnetic flux perturbation principle. An Eddy Current Flow Meter (ECFM) device is used for this purpose. From the technological point of view, the objective is to evaluate the feasibility of ECFM as a flow and/or void monitoring/characterizing device; and to determine which parameters are of interest and what are the precision of these measurements; and whether it is possible to measure the flow rate and void fraction simultaneously with the same ECFM device. From the physics point of view, the ECFM system involves the magnetic flux perturbation due to voids in the presence of Faraday induction and Lorentz force effects. Therefore ECFM integrated signal contains informations about the void, Faraday induction and Lorentz force effects based perturbation in magnetic flux and their couplings. Our objective is to understand the nature and extent of these couplings. Specific experiments have been developed to study the effects of flow velocity, void fraction and magnetic flux pulsations on the response of an ECFM. It consists in modeling the two-phase flow by a moving aluminium rod (plug flow) with holes and grooves to simulate voids. Flow velocity range of variation was 0<U<1 m/s, void fraction 0<<6.9% and pulsation 1500<<12000 rad/s (for this range of pulsations the electromagnetic skin depth is of order but smaller than the aluminium rod radius). An ellipse fitting method was proposed to analyze the output signal of the secondary coils. The results show that ECFM is sensitive to void fractions between 0.3 % and 6.9%. Furthermore, the response to void fraction is insensitive to the mean velocity of the twophase medium. A second approach based on demodulation analyses of the secondary coils output signal has been developed. We have proposed a theoretical model based on a first order expansion of magnetic flux in U and a. With this model it was possible to interpret the experimental results in terms of contributions of U and a. Despite the strong coupling between Faraday induction and Lorentz force effects, the results show that the contributions of U and a. can be well separated at low magnetic Reynolds number (Rem < 0.12) and low a values ( < 6.9%). A very important result is that the contribution of _ on magnetic flux is insensitive to variations of velocity in this range of Rem. Moreover, different geometries of void have been studied: grooves and holes. It was observed that the geometry of void do not change the variation of magnetic flux with a. This second approach revealed to be more sensitive to void fraction variations than ellipse fitting method. Finally, preliminary experiments with liquid metal galinstan with glass beads were done, which showed sensitivity of ECFM signal with velocity and void. In conclusion, this work has shown that ECFM can measure simultaneously void and velocity in the range of parameters studied, in particular 0.06%< < 6.9%.

La thèse porte sur la simulation de la thermohydraulique et des transferts thermiques dans un faisceau d'aiguilles d'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium.Des premiers calculs ont été réalisés par une approche moyennée de type RANS à l'aide du code industriel STAR-CCM+. De cette modélisation, il ressort une meilleure compréhension des transferts de chaleur opérés entre les aiguilles et le sodium. Les principales grandeurs macroscopiques de l'écoulement sont en accord avec les corrélations. Cependant, afin d'obtenir une description détaillée des fluctuations de température au niveau des fils espaceur, une approche plus détaillée de type LES et DNS est apparue indispensable. Pour la partie LES, le code TRIO_U a été utilisé. Concernant la partie DNS, un code de recherche a été utilisé. Ces approches requièrent des temps de calculs considérables qui ont nécessité des géométries représentatives mais simplifiées.L'approche DNS permet d'étudier l'écoulement à bas nombre de Prandtl, qui induit un comportement très différent du champ thermique relativement au champ hydraulique. Le calcul LES de l'assemblage montre que la présence du fil espaceur génère l'apparition de points chauds locaux (~20°C) en aval de celui-ci par rapport à l'écoulement sodium, au niveau de son contact avec l'aiguille. Les fluctuations de température au niveau des fils espaceur sont faibles (~1°C-2°C). En régime nominal, l'analyse spectrale montre l'absence de grande amplitude d'oscillations de température à basse fréquence (2-10 Hz); les conséquences sur la tenue mécanique des structures devront être analysées. / The thesis focuses on the numerical simulation of sodium flow in wire wrapped sub-assembly of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR).First calculations were carried out by a time averaging approach called RANS (Reynolds- Averaged Navier-Stokes equations) using industrial code STAR-CCM+. This study gives a clear understanding of heat transfer between the fuel pin and sodium. The main variables of the macroscopic flow are in agreement with correlations used hitherto. However, to obtain a detailed description of temperature fluctuations around the spacer wire, more accurate approaches like LES (Large Eddy Simulation) and DNS (Direct Numerical Simulation) are clearly needed. For LES approach, the code TRIO_U was used and for the DNS approach, a research code was used. These approaches require a considerable long calculation time which leads to the need of representative but simplified geometry.The DNS approach enables us to study the thermal hydraulics of sodium that has very low Prandtl number inducing a very different behavior of thermal field in comparison to the hydraulic field. The LES approach is used to study the local region of sub-assembly. This study shows that spacer wire generates the local hot spots (~20°C) on the wake side of spacer wire with respect to the sodium flow at the region of contact with the fuel pin. Temperature fluctuations around the spacer wire are low (~1-2°C). Under nominal operation, the spectral analysis shows the absence of any dominant peak for temperature oscillations at low frequency (2-10Hz). The obtained spectra of temperature oscillations can be used as an input for further mechanical studies to determine its impact on the solid structures.

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.