Soutenance de thèse de Francesco MURATORI

Ecole Doctorale
SCIENCES POUR L'INGENIEUR : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
Spécialité
« Sciences pour l'ingénieur » : spécialité « Energétique »
établissement
Aix-Marseille Université
Mots Clés
Energie,thermique,combustion,écoulements / Sciences pour l'ingénieur,
Keywords
Thermal energy,combustion,flows / Engineering science,,
Titre de thèse
Etude de faisabilité et pré-conception d'une expérience de mesure de la puissance résiduelle d'un combustible irradié aux temps très courts sur le réacteur RJH
Faesibility study and basic design of an experience of measure of the residual power in the very short times of a fuel irradiated on the Jules Horowitz Reactor
Date
Lundi 26 Octobre 2020 à 14:00
Adresse
Technopole Chateau-Gombert, 13013 Marseille
Amphi Fermi
Jury
Directeur de these M. Christophe LE NILIOT Aix Marseille Université / IUSTI
Rapporteur M. Philippe LE MASSON Université de Bretagne Sud
Rapporteur Mme Laetitia PEREZ Université d'Angers
Examinateur M. Pablo RUBIOLO Institut National Polytechnique de Grenoble
Examinateur M. Marco SUMINI Università di Bologna
Examinateur M. Frédéric NGUYEN Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives

Résumé de la thèse

La puissance résiduelle est la puissance thermique dégagée par un réacteur nucléaire après l’arrêt ; elle provient de la décroissance des isotopes instables composant le combustible nucléaire irradié ainsi que des fissions résiduelles. La puissance résiduelle, dégagée par le combustible nucléaire irradié doit être gérée lors du fonctionnement du réacteur (phases d’arrêt) et dans toutes les phases de l’aval du cycle du combustible (déchargement du combustible, stockage en piscine, transport, retraitement, etc.). La conception des systèmes de sûreté s’appuie sur l’utilisation d’Outils de Calcul Scientifique (OCS) qui doivent être qualifés par la comparaison avec des expériences de mesure qui soient représentatives des applications industrielles. Cette thèse s’inscrit dans le processus de Vérification, Validation et Quantification des Incertitudes (VVQI) de l’OCS du cycle du CEA, le formulaire DARWIN qui calcule, entre autres, la puissance résiduelle des réacteurs à eau légère. L’objectif de la thèse est d’étudier la faisabilité et de réaliser une pré-conception d’une expérience de mesure de la puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié aux temps très courts, i.e. à partir d’une minute de temps de refroidissement. Pour la réalisation de cette expérience de mesure, il est nécessaire d’utiliser un réacteur de recherche pour l’irradiation de l’échantillon de combustible. Le réacteur retenu est le futur Réacteur Jules Horowitz (RJH) du CEA.. Le fait de vouloir commencer l’expérience de mesure à partir d’une minute de l’arrêt de l’irradiation oblige à concevoir l’expérience à proximité du réacteur, environnement par nature perturbé. Ainsi, le défi pour démontrer la faisabilité de l’expérience est de mettre au point une méthodologie capable de discriminer la source à mesurer, i.e. la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible, des perturbations provenant du cœur du réacteur. Le travail réalisé au cours de cette thèse a consisté dans la conception d’un dispositif de mesure qui puisse s’insérer dans un dispositif expérimental du RJH, la définition des différentes phase de l’expérience (irradiation, arrêt de l’irradiation, refroidissement avant mesure, mesure de température dans l’échantillon combustible et dans le dispositif, en particulier dans le tungstène destiné à absorber le rayonnement gamma) et l’utilisation d’une technique inverse pour l’estimation de la puissance résiduelle de l’échantillon de combustible à partir de mesures de température. Des calculs de neutronique avec le code stochastique TRIPOLI ont permis de montrer les contraintes lors de la phase d’irradiation de l’échantillon combustible pour obtenir un flux neutronique suffisant sur l’échantillon. Une modélisation thermique du dispositif a été réalisée pour vérifier les limites en température lors de l’irradiation, le bon refroidissement du dispositif en préalable à la mesure et pour pouvoir effectuer l’inversion, i.e. la détermination de la puissance résiduelle à partir des différentes mesures de températures. La puissance résiduelle de l’échantillon a été modélisée par une somme d’exponentielles décroissantes et la perturbation induite par la puissance résiduelle du RJH également par une exponentielle décroissante de façon à réduire le nombre de paramètres à déterminer. La somme de la puissance résiduelle de l’échantillon et de la perturbation due au RJH peut finalement être déterminée grâce à ce dispositif. Cette perturbation peut être mesurée au préalable dans ce même dispositif, ce qui permet donc de remonter à la puissance résiduelle de l’échantillon combustible sur une plage temporelle d’une minute à plusieurs dizaines de minutes, voire des jours. La démonstration de la faisabilité de cette expérience de mesure de puissance résiduelle d’un combustible nucléaire irradié, dénommée PRESTO (PoweR Estimation for Short Time Optimization) ouvre donc la possibilité d’une mesure effective sur le réacteur RJH.

Thesis resume

Decay heat is the thermal power released by a nuclear reactor after shutdown; it is produced by radioactive decay of unstable isotopes composing the fuel and delayed fission reactions. The contribution of delayed fission reactions becomes negligible within some minutes of cooling time, whereas the contribution of radioactive decay is about 7% of the nominal power one second after the reactor shutdown, and still 1.5% on hour later, i.e. 40 MW for a PWR producing 900 MWe. The decay heat released by spent nuclear fuel must be managed during reactor functioning (shutdown phase) and in all the phases composing the backend of the fuel cycle (core unloading, storage in pool, transport, reprocessing, etc.). The design of safety systems is based on the use of calculation codes, which must be qualified through the comparison with measurements being representative of industrial applications. This PhD thesis is in the framework of the Verification, Validation and Uncertainty Quantification (VVUQ) process of the CEA’s reference code DARWIN for fuel cycle applications, which computes, among other things, the decay heat of Light Water Reactors (LWR). The objective of this thesis is to study the feasibility and the basic design of a measurement of the decay heat released by an irradiated nuclear fuel sample in the very short cooling times, i.e. starting from 1 minute of cooling time. To perform the measurement, we need for a research reactor (Material Testing Reactor, MTR) to irradiate the fuel sample. The reactor we took on is the future CEA’s MTR, i.e. the Jules Horowitz Reactor (JHR). To start the measurement at 1 minute of cooling time, we are obliged to design the measurement in the reactor vicinity, an environment perturbed by nature. Thus, the challenge for demonstrating the feasibility of the measurement is to develop a methodology to discriminate the source to be measured, i.e. the fuel sample decay heat, from the perturbations coming from the reactor core. The PhD work consisted in designing a calorimeter which could be inserted into a JHR experimental device, defining the phases of the experiment (irradiation, the stop of the irradiation, the cooling before the measurement, the temperature measurement in the fuel sample and in the structures of the calorimeter, particularly in the tungsten which is devoted to gamma absorption) and implementing an inverse technique for the estimation of the decay heat starting from temperature measurements. Neutronic simulations of the experimental device in the JHR reflector have been performed with the stochastic code TRIPOLI4 to estimate power sources. Particularly, our results show the constraints to obtain during the irradiation phase a sufficient neutronic flux on the fuel sample. A thermal modeling of the experimental device has been performed to verify the respect of temperature limits during irradiation, the sufficient amount of cooling prior to the measurement phase, and to perform inversion, i.e. the determination of decay heat starting from temperature measurements. The decay heat of the fuel sample according to the cooling time has been approximated by using a sum of exponential functions, whereas the decay heat of the reactor core, i.e. the perturbation, by using one exponential function so that the number of unknown parameters can be reduced. The sum of the fuel sample decay heat and the perturbation can be finally determined thanks to this device and this methodology. The estimation of the perturbation can be performed separately with the same device and the same methodology in a preceding measurement; thus, it is possible to estimate the decay heat of the fuel sample starting from 1 minute of cooling time to several tens of minutes, even days. The demonstration of the feasibility of this decay heat measurement, called the PRESTO experiment (PoweR Estimation for Short Time Optimization), opens the door to a measurement in the JHR reactor.