Développement d'une méthodologie de calcul multiphysique des accidents de remontées intempestives de barre de contrôle dans un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium avec prise en compte des incertitudes

Development of a multi-physics methodology for the modeling of control rod withdrawal in sodium fast reactors with uncertainties

• Auteur / Autrice : Marlène Jeannin
• Direction : Laurent Buiron, Pablo Rubiolo
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Energie, rayonnement et plasma
• Date : Soutenance le 27/10/2022
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Physique et Sciences de la Matière (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire d’Expertises et de Validation des Applications combustibles multi-filières (CEA Cadarache, DES, IRESNE, DEC, SESC)
• Jury : Président / Présidente : Annick Billebaud
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Christophe Schneidesch, José Busto, Victor Blanc, Pascal Vincent
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Mathieu Hursin, Nuria Garcia-Herranz

Mots clés

Mots clés contrôlés

Thermohydraulique

Apprentissage automatique

Combustibles nucléaires

Faisceaux de neutrons

Réacteurs refroidis par métal liquide

Mots clés libres

Rib

Remontée intempestive de barre de contrôle

RNR-Na

Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium

Transitoire de puissance

Neutronique

Physique du combustible nucléaire

Coefficient d'échange pastille-Gaine

Apprentissage statistique

Thermo-Hydraulique

Crw

Control rod withdrawal

Sfr

Sodium Fast Reactor

Transient over power

Neutronics

Nuclear fuel behaviour

Fuel to cladding heat exchange coefficient

Machine learning

Thermal-Hydraulics

Résumé

Le RNR-Na est l’un des concepts de réacteurs nucléaires les mieux connus de la génération IV. Ils répondent en particulier aux enjeux de fermeture du cycle combustible. L’exploitation de nouveaux réacteurs nécessite de garantir leur comportement en situation nominale et accidentelle.Les incidents de Remontée Intempestive de Barre de contrôle (RIB) en RNR-Na sont considérés comme un potentiel initiateur de fusion. La RIB est l’extraction lente d’une barre de contrôle qui provoque une augmentation de puissance générale du cœur, ainsi qu'une déformation du flux neutronique. Son étude met en lumière un couplage fort entre la neutronique, la thermo-hydraulique et la physique du combustible, qui détermine l’état de dégradation du cœur via la température des pastilles. Initialement, les conséquences d’une RIB étaient évaluées par une approche de calcul découplée reposant sur des hypothèses fortes sur la physique. Les travaux présentés ici ont permis le développement de l'outil MORPHEE mettant en œuvre une méthode multi-physiques plus adaptée. Il calcule le transitoire de l’échelle cœur/assemblage à l’échelle aiguille et inclut un modèle de déformation de la nappe de puissance quasi-statique, ainsi qu'un modèle spécifique pour le calcul des échanges thermiques pastille/gaine. Celui-ci est basé sur l’apprentissage statistique et permet une estimation rapide tout en fournissant des prédictions satisfaisantes. L’ensemble de la méthode lève les hypothèses identifiées dans la méthode actuelle et fourni un calcul local des estimateurs de sûreté. Elle permet de proposer des critères plus adaptés aux phénomènes et conduit à établir des recommandations pour les schémas de calculs futurs.

SFR is one of tne most well-known concept among Gen-IV of nuclear reactors. They especially address the challenges of closing fuel cycle and optimize the une of nuclear waste. The use of new reactors requires to prove their safety in normal and accidental conditions.The control rod withdrawal accidents (CRW) in SFR are a potential trigger of generalized core melting. The CRW is a slow removal of a control rod, leading to an increase of core power as well as a local defomation of neutron flux. Physics of the transient highlight a strong coupling between neutronics, thermal-hydraulics and fuel behaviour. The latter is directly governing phenomena that define physical state of the core, via inner fuel temperature and melting. Initially, consequences of CRW were calculated via a decoupled approach based on strong hypothesis on physical phenomena. The work presented here lead to the development of MORPHEE, a multi-physics tool adapted to CRW transients. It models the reactor from core/assembly scale to pin scale. It includes a power shape deformation model, based on quasi-static approximation, as well as specific models for thermal exchanges between fuel and cladding. This thermal model is based on machine learning process and provides a quick and precise estimation of the interface conductivity. The whole method get rid of strong hypothesis made in the actual calculation scheme. Il also provides local estimations of safety parameters and suggest criteria adapted to physical phenomena. Finally, we used this work to provide guidelines for future developments in multi-physics modeling of CRW transients.