Modélisation avancée des dispositifs expérimentaux à déplacement du réacteur Jules Horowitz

Advanced modelling of movable experimental irradiation devices in the Jules Horowitz reactor

• Auteur / Autrice : Yifan Peng
• Direction : Joël Rosato, Robert Jacqmin
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : PHYSIQUE & SCIENCES DE LA MATIERE - Spécialité : ENERGIE, RAYONNEMENT ET PLASMA
• Date : Soutenance en 2023
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : École Doctorale Physique et Sciences de la Matière (Marseille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : PIIM - Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires
• Jury : Président / Présidente : Benoit Gall
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Joël Rosato, Jean-Claude ANGéLIQUE, Andreas Pautz, Gert Van den eynde, Laetitia Perez
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Benoit Gall, Jean-Claude ANGéLIQUE

Mots clés

Mots clés libres

Neutronique

Material Testing Reactor

Dispositifs expérimentaux

Réacteur Jules Horowitz

Rampe de puissance

Tripoli-4®

Neutronic

Material Testing Reactor

Experimental devices

Jules Horowitz Reactor

Fuel power ramp tests

Tripoli-4®

Résumé

Dans un réacteur nucléaire, le tube de gainage qui entoure les pastilles de combustible constitue la première barrière de confinement des produits radioactifs. Sous irradiation, les pastilles se déforment, ce qui peut causer une sollicitation mécanique de la gaine et engendrer sa rupture. Afin de garantir l’intégrité de cette barrière et la sûreté du réacteur, il faut connaître les conditions de fonctionnement à ne pas dépasser. Pour bien cerner ces conditions, des rampes de puissance sont conduites au moyen de dispositifs d’irradiation de combustible dans des Material Testing Reactors (MTR) afin d’acquérir des données expérimentales et d’améliorer nos connaissances de l’interaction pastille-gaine. Le Réacteur Jules Horowitz (RJH) est un MTR en construction sur le site du CEA Cadarache. La conception du RJH a pris en compte le retour d’expérience d’OSIRIS, ancien MTR aujourd’hui à l’arrêt. Pour les dispositifs d’irradiation des combustibles, le CEA s’efforce de transférer le savoir-faire développé pour le dispositif mobile ISABELLE1 d’OSIRIS vers le dispositif mobile ADELINE du RJH, tous deux dédiés aux rampes de puissance. La modélisation numérique est un outil essentiel à un tel transfert. L’objectif de cette thèse consiste à développer une modélisation neutronique et thermohydraulique permettant de garantir un haut niveau de performance aux irradiations dans le dispositif ADELINE du RJH. La démarche scientifique débute par la mise à jour de la modélisation des mesures en ligne permettant de maîtriser des conditions d’irradiation du dispositif ISABELLE, à l’aide de la nouvelle génération d’outils de simulation tels que le code de Monte-Carlo TRIPOLI-4® et le code thermique REFLET. La mesure pré-irradiatoire par calorimètre est aussi modélisée par TRIPOLI-4®. Cette nouvelle modélisation est validée par la reproduction et la réinterprétation de l’expérience ETALISA conduite dans ISABELLE. Ensuite, une configuration typique du RJH dans un cycle d’exploitation est étudiée afin de déterminer une fenêtre expérimentale pour une rampe, en privilégiant les conditions d’irradiation dans le dispositif ADELINE. Les résultats montrent que l’instant le plus favorable pour une telle rampe est en milieu de cycle avec un pilotage asymétrique du réacteur en mode bascule, permettant d’obtenir une zone privilégiée du flux plus élevé. Enfin, la modélisation est appliquée à ADELINE en mode bascule dans la fenêtre favorable. Les résultats permettent de conclure à une maîtrise satisfaisante des conditions d’irradiation en particulier de la puissance linéique à 5% à 2σ. Ces travaux permettent de préparer le démarrage des expériences du RJH en assurant les performances attendues dans le dispositif ADELINE. Des travaux similaires pourront être menés sur d’autres dispositifs en tenant compte de leur instrumentation interne.

In a nuclear reactor, the cladding tube, which surrounds the fuel pellets, constitutes the first confinement barrier for radioactive products. Under irradiation, the pellets deform, which can cause mechanical stress on the clad and cause it to break. In order to guarantee the integrity of this barrier and the safety of the reactor, it is necessary to know the operating conditions not to be exceeded. To fully understand these conditions, fuel power ramp tests are conducted using fuel irradiation devices in Material Testing Reactors (MTRs) to acquire experimental data and improve our knowledge of the pellet-cladding interaction. The Jules Horowitz Reactor (JHR) is an MTR under construction on the CEA Cadarache site. The design of the JHR took into account feedback from OSIRIS, a former MTR already shut down. For fuel irradiation devices, the CEA is endeavoring to transfer the knowledge developed for the ISABELLE1 mobile device in OSIRIS to the ADELINE mobile device in the JHR, both dedicated to power ramps. Numerical modeling is an essential tool for such a transfer. The objective of this thesis consists in developing a neutronic and thermohydraulic modeling allowing guaranteeing the control of the ADELINE device in the JHR. The scientific approach begins with the update of the modeling of the online measurements making it possible to control the irradiation conditions of the ISABELLE device, using the new generation of simulation tools such as the Monte-Carlo code TRIPOLI-4® and the thermal code REFLET. TRIPOLI-4® also models pre-irradiation measurement by calorimeter. This new modeling is validated by the reproduction and reinterpretation of the ETALISA experiment conducted in ISABELLE. Then, a typical configuration of the JHR in an operating cycle is studied in order to determine an experimental window for a ramp, by privileging the irradiation conditions in the ADELINE device. The results show that the most favorable moment for such a ramp is in the middle of the cycle with asymmetric piloting of the reactor in tilted mode, making it possible to obtain a privileged side for the neutron flux. Finally, the modeling is applied to ADELINE in tilted mode in the favorable window. The results allow us to conclude that there is satisfactory control of the irradiation conditions, in particular the linear heating generation rate to within 5% at 2σ. This work makes it possible to prepare for the start of the JHR experiments by ensuring the expected performance in the ADELINE device. Similar work could be carried out on other devices, taking into account their internal instrumentation.