Développement d'outils académiques pour la conception et la sûreté de réacteurs innovants : premières applications au dimensionnement de SMR refroidis à l'eau légère et chargés en thorium

Development of academical tools to design and assess safety of innovative nuclear cores : first applications to design water-cooled and thorium-loaded SMRs

• Auteur / Autrice : Pierre Prévot
• Direction : Alexis Nuttin, Nicolas Capellan
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Physique subatomique et astroparticules
• Date : Soutenance le 18/10/2018
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes (ComUE)
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale physique (Grenoble, Isère, France ; 1991-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (Grenoble ; 2003-....)
• Jury : Président / Présidente : Pablo Rubiolo
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Sylvain David
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Andrea Zoia, Frédéric Damian

Mots clés

Mots clés contrôlés

Analyse informatique

Combustibles nucléaires

Génie nucléaire -- Mesures de sécurité

Mots clés libres

Neutronique

Thermohydraulique

Couplage

SMR

Ejection de grappe

Poisons consommables

Neutronics

Thermalhydraulics

Coupling

SMR

Rod Ejection Accident

Burnable poisons

Résumé

Les réacteurs de 4ème génération ont pour objectif l’avènement d’un nucléaire durable susceptible de soutenir la transition énergétique. Anticipant un possible retard, dû à des difficultés techniques et économiques, des solutions innovantes inspirées des technologies actuelles (REP) sont à l’étude. Ces réacteurs à haute conversion nécessitent le développement d’outils académiques simples et robustes adaptés aux phases de la conception et capables :- D’évaluer les performances du combustible (burnup). Cet aspect est géré par l’environnement C++ SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), ici adapté et complété pour modéliser l’évolution du combustible à l’échelle de l’assemblage comme à l’échelle du cœur.- D’évaluer les performances de sûreté, ce qui nécessite le couplage entre la neutronique, ici approximée par la théorie de la diffusion et résolue par la NDM (Nodal Drift Method), et la thermohydraulique dont le traitement est simplifié dans le code BATH (Basic Approach to ThermalHydraulics). Le couplage NDM/BATH a fait l’objet d’une validation sur un benchmark d’éjection de grappe.Nos outils et méthodes de conception sont appliqués au dimensionnement de SMR sous-modérés à eau légère fonctionnant soit au Th/U soit au Th/Pu. Outre les critères usuels de conception (i.e. facteur de forme), il s’est avéré nécessaire, pour la crédibilité du concept, de spécifier la gestion de la réactivité, ce qui a mené au développement d’une méthodologie d’optimisation des poisons consommables. L’analyse de sûreté a permis de poser de nouveaux critères de conception, notamment sur le niveau maximal de sous-modération permettant d’éviter la crise d’ébullition nucléée. Cela a également mis en lumière les implications sur la sûreté de certains choix de conception comme le fonctionnement avec un inventaire réduit en bore soluble.

The Generation IV of nuclear reactors aims at making the nuclear energy a sustainable power source, able to contribute efficiently to the energetic transition. To anticipate the delay of this Gen. IV, innovative retro-fitted nuclear reactors with high level of conversion are studied. The conception of such reactors needs the development of a flexible and robust academical tool box in order to:- Evaluate fuel performance. This is done by means of SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), the dedicated CNRS C++ framework, which is adapted to perform burnup calculation both at assembly scale and at core scale.- Evaluate safety performance. This implies coupled transient simulation between neutronics and thermohydraulics. Neutronics is handled by the Nodal Drift Method (NDM) which solves the diffusion equations while thermohydraulics is simplified and computed by the code Basic Approach to ThermalHydraulics (BATH). This coupling between NDM/BATH has been validated on a Rod Ejection Accident (REA) benchmark.Ours tools and methods are applied on the design of sub-moderated water-cooled SMR cores using either Th/U or Th/Pu fuel. In addition to basic conception criteria such as the form factor, the reactivity management has been investigated in details, which has led to the development of a new methodology for optimal used of burnable poisons. The safety analysis against REA highlights new conceptions limits, in particular on the maximal sub-moderating ratio in order to avoid nucleate boiling. It also reveals the consequences on the reactor safety of some design choices such as low soluble boron inventory.