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Le projet ASTRID, réacteur nucléaire français de 4ème génération refroidi au sodium, est en cours de développement par le CEA. Dans ce projet, le développement de techniques de surveillance est identifié comme un problème majeur pour augmenter la sécurité du réacteur. L'utilisation de techniques de mesure par ultrasons est considérée comme un puissant outil d'inspection en raison de l'opacité du sodium liquide.A l'intérieur d'un circuit de refroidissement, l'hétérogénéité du milieu se produit du fait de l'état d'écoulement complexe, et les effets de cette hétérogénéité sur la propagation des ondes acoustiques ne sont pas négligeables. Ainsi, il est nécessaire d'effectuer des expériences de vérification, sachant que de telles expériences peuvent être des expériences à grande échelle. C'est pourquoi les méthodes de simulation numérique sont essentielles. L'objectif de l'étude de ma thèse est à appliquer la technique numérique des éléments spectraux, qui peut modéliser nos objets d'étude de manière plus précise que les méthodes de simulation plus classiques. Nous étudierons d'abord le potentiel de développement de la thermométrie ultrasonique similaire à celui d'un réacteur rapide refroidi au sodium avec simulation 2D. Un processus aléatoire Gaussien aura appliqué pour générer une fluctuation de la température.Afin d'étudier l'hétérogénéité en 3D et des champs de température plus réalistes dans le milieu, nous effectuerons une seconde étude numérique. Pour représenter l'hétérogénéité du sodium liquide, nous appliquerons un champ de température 4D (3D spatiale et 1D temporelle) calculé par modélisation numérique en dynamique des fluides avec LES réalisée par CEA STMF. / The ASTRID project, a french sodium-cooled nuclear reactor of 4th generation, is currently under development by the french alternative energies and atomic energy center (CEA). In this project, development of monitoring techniques is identified as an important issue to improve the plant safety. The use of ultrasonic measurement techniques is regarded as a powerful inspection tool due to the opacity of liquid sodium. Inside a cooling circuit, heterogeneity of the medium occurs because of a complex flow state, and then the effects of this heterogeneity on acoustic wave propagation are not negligible. Thus, it is necessary to carry out verification experiments, and such kind of experiments using liquid sodium may be large-scale. This is a reason why numerical simulation methods are essential. The objective of the study in the thesis is to apply a 3D spectral-element method, that we will show to be suitable to our targets more accurately than more classical numerical simulation methods.We will first study the development potential of ultrasonic thermometry in a liquid fluctuating sodium environment similar to that present in a sodium-cooled fast reactor with 2D simulation. Gaussian random process will be applied to generate fluctuations of temperature. To investigate 3D heterogeneity and more realistic temperature fields in the medium, in a second part of the thesis we will carry out a numerical study for 3D models of the reactor core. To represent the heterogeneity of liquid sodium, a four-dimensional temperature field (three spatial and one temporal dimension) calculated by computational fluid dynamics based on a large-eddy simulation performed by CEA STMF will be applied.

Le sujet de la thèse s'inscrit dans le cadre de la rénovation des outils et des méthodes de calculs appliqués aux accidents graves des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na). En particulier, on s'intéresse aux biais et conservatismes liés à la méthodologie de calculs de la phase primaire d'un accident grave. Pour évaluer les conséquences d'un accident de fusion du coeur d'un RNR-Na, une approche déterministe est généralement réalisée en considérant des hypothèses dites "best-estimate". Cette approche repose sur l'utilisation de codes informatiques pour simuler numériquement le comportement du coeur en conditions accidentelles.La phase primaire de dégradation concerne les évènements se produisant tant que les boîtiers inter-assemblages sont intègres. Les assemblages combustibles conservent alors une indépendance les uns par rapport aux autres. Pour cette raison, la simulation de la phase primaire repose sur une approche multi-canaux. Cette approche consiste à regrouper les assemblages semblables en classes d'assemblages appelés canaux. Le modèle thermo-hydraulique en canaux est couplé à un calcul neutronique pour évaluer le niveau de puissance et de réactivité au cours du transitoire accidentel. La méthodologie de calcul de la phase primaire d'un accident grave repose sur des hypothèses fortes en termes de modélisation neutronique et thermo-hydraulique. Après avoir identifié les principales sources d'erreur, la thèse a consisté à développer un nouvel outil de calcul pour la phase primaire en vue d'évaluer les biais et conservatismes méthodologiques. / This project is dedicated to the analysis and the quantification of bias corresponding to the computational methodology for simulating the initiating phase of severe accidents on Sodium Fast Reactors. A deterministic approach is carried out to assess the consequences of a severe accident by adopting best estimate design evaluations. An objective of this deterministic approach is to provide guidance to mitigate severe accident developments and recriticalities through the implementation of adequate design measures. These studies are generally based on modern simulation techniques to test and verify a given design. The new approach developed in this project aims to improve the safety assessment of Sodium Fast Reactors by decreasing the bias related to the deterministic analysis of severe accident scenarios.During the initiating phase, the subassembly wrapper tubes keep their mechanical integrity. Material disruption and dispersal is primarily one-dimensional. For this reason, evaluation methodology for the initiating phase relies on a multiple-channel approach. Typically a channel represents an average pin in a subassembly or a group of similar subassemblies. Inthe multiple-channel approach, the core thermal-hydraulics model is composed of 1 or 2 D channels. The thermal-hydraulics model is coupled to a neutronics module to provide an estimate of the reactor power level.In this project, a new computational model has been developed to extend the initiating phase modeling. This new model is based on a multi-physics coupling. This model has been applied to obtain information unavailable up to now in regards to neutronics and thermal-hydraulics models and their coupling.