Analyse du vieillissement sous irradiation neutronique des cuves des réacteurs nucléaires à eau sous pression

Analysis of aging under neutron irradiation of pressurized water reactor vessels

• Auteur / Autrice : Romain Vuiart
• Direction : Eric Dumonteil, Mariya Brovchenko, Julien Taforeau
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Énergie nucléaire
• Date : Soutenance le 23/11/2021
• Etablissement(s) : université Paris-Saclay
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Particules, hadrons, énergie et noyau : instrumentation, imagerie, cosmos et simulation (Orsay, Essonne ; 2015-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (Fontenay-aux-Roses ; 2002-....)
• Partenaire(s) de recherche : Référent : Faculté des sciences d'Orsay
• Partenaire(s) de recherche : graduate school : Université Paris-Saclay. Graduate School Physique (2020-....)
• Jury : Président / Présidente : Pierre Désesquelles
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Elsa Merle, Andreas Pautz, Fabienne Ribeiro, David Bernard
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Elsa Merle, Andreas Pautz

Mots clés

Mots clés contrôlés

Radioprotection

Réacteurs nucléaires

Neutrons

Mots clés libres

Fluence cuve

Déplacements par atome

Vieillissement sous irradiation

Neutronique

Sûreté nucléaire

Extension de la durée d’exploitation des réacteurs nucléaires

Vessel fluence

Displacements per atom

Aging under irradiation

Neutronics

Nuclear Safety

Lifetime extension of nuclear reactors

Résumé

L'exploitation de nombreux réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) est prolongée au-delà de leur durée de vie de conception (40 ans pour les REP français de 900 MWe). Dans le cadre de ces prolongations, la satisfaction des exigences de sûreté est une priorité. La caractérisation de l'intégrité structurelle de la cuve du réacteur est une question importante car il s'agit d'un des paramètres qui influence sa durée de vie. La fragilisation du matériau de la cuve est principalement induite par le bombardement de neutrons rapides (avec des énergies supérieures à 1 MeV) qu’elle subit. Par conséquent, la fluence des neutrons rapides est l'une des grandeurs utilisées par les autorités de sûreté pour caractériser l'intégrité structurelle des cuves. Cependant, les futures évaluations du vieillissement des cuves pourraient s'appuyer sur des variables alternatives par rapport aux standards actuels, telles que la fluence en considérant l’intégralité du spectre neutronique ou les déplacements par atome (dpa), dans la mesure où ces grandeurs sont plus représentatives des dommages d’irradiation. De plus, à mesure que les cuves des réacteurs vieillissent et se rapprochent des limites d’irradiation fixées lors de leur conception, des analyses précises du biais et de l'incertitude inhérents aux évaluations du vieillissement doivent être menées afin de renforcer la sûreté nucléaire.Dans ce contexte, ce travail doctoral s’est intéressé à l’analyse du vieillissement sous irradiation des cuves des REP, du point de vue de la neutronique et des dommages primaires d’irradiation. Les études ont été réalisées au travers de la mise au point d’un schéma de calcul polyvalent permettant de répondre aux enjeux de la thématique du vieillissement des cuves. Lors de la construction de la méthodologie, l’impact de nombreuses variables (évaluation du terme source de neutrons de fission, modèle d’évaluation des dpa, prise en compte de l’historique de puissance du réacteur, modélisation de la densité du modérateur, etc.) sur les estimations du vieillissement des cuves a été analysé. Une étude de sensibilité dédiée a également été conduite afin d’évaluer l’incertitude induite par la méconnaissance de la composition du combustible sur les évaluations du vieillissement des cuves. Par ailleurs, les prédictions du schéma de calcul ont pu être confrontées à des données expérimentales d’activation et il a été montré que la méthodologie développée permet de prédire de manière satisfaisante les activités spécifiques de dosimètres placés à différents endroits du réacteur. En outre, le schéma de calcul a été utilisé afin d’évaluer, sur un cycle classique d’un REP 900MWe français, la distribution de la fluence neutronique rapide et de dpa sur la cuve. Enfin, la méthodologie développée a été utilisée afin d’analyser l’évolution de la fluence neutronique rapide au cours d’un cycle, de comparer les spectres neutroniques incident à certaines positions d’intérêt dans le réacteur (capsules du programme de surveillance, différentes positions sur la cuve) ou encore de tester la validité de l’observable fluence neutronique rapide au regard des dpa.

The operation of many pressurized water reactors (PWRs) is extended beyond their nominal lifetime (40 years for French 900 MWe PWRs). In the perspective of a possible further lifetime extension, compliance with safety requirements is a priority. The characterization of the structural integrity of the reactor pressure vessel (RPV) is an important issue as it is a guiding parameter that influences the reactor lifetime. The embrittlement of the RPV material is primarily induced by the bombardment of neutrons with energies greater than 1 MeV, often called fast neutrons. Consequently, the fast neutron fluence is one of the quantities used by safety authorities to characterize the structural integrity of the RPV. However, future RPV aging assessments might lean on new variables with respect to current laws, such as the neutron fluence considering the entire neutron spectrum or the displacements per atom (dpa), since these quantities are more representative of the overall damage generated in the RPV. Furthermore, as RPVs age and approach their design irradiation limits, accurate analyses of the bias and uncertainty in aging assessments are needed to improve nuclear safety.In this context, the PhD work has focused on the analysis of irradiation aging of PWR vessels from the viewpoint of neutronics and primary irradiation damage. The studies were carried out through the development of a versatile calculation scheme to meet the challenges of RPV aging theme. During the construction of the methodology, the impact of many variables (evaluation of the fission neutron source term, dpa evaluation model, consideration of the reactor power history, moderator density modeling, etc.) on the vessel aging estimates was analyzed. A specific sensitivity study was also carried out in order to evaluate the uncertainty induced by a lack of knowledge in fuel composition on vessel aging estimates. In addition, the predictions of the calculation scheme have been compared to experimental activation data and it has been shown that the developed methodology allows to satisfactorily predict the specific activities of dosimeters placed at several locations in the reactor. Moreover, the calculation scheme has been used to evaluate, on a classical French 900 MWe cycle, the fast neutron fluence and the dpa distribution on the vessel. Finally, the developed methodology has been used to analyze the evolution of the fast neutron fluence during the reactor cycle, to compare the incident neutron spectra at several positions of interest in the reactor (surveillance program capsules, multiple positions on the vessel) and to test the validity of the fast neutron fluence as an indicator of the RPV aging with respect to dpa.