Pour être en mesure de gérer la situation de crise causée par un accident nucléaire grave, il est nécessaire d’être capable d’estimer précisément la nature et la quantité des éléments radioactifs relâchés dans l’environnement, dénommées terme-source, dans un large panel de scénarii différents

Les travaux de thèse s’inscrivent dans la recherche relative au comportement thermomécanique des gaines de combustible de type e-ATF (enhanced Accident Tolerant Fuel), constituées d’un alliage de zirconium revêtu de chrome, soumises à des conditions représentatives d’un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP).

Ces travaux de thèse s’inscrivent dans le cadre du Programme d’Intérêt Commun ORANO-IRSN dédiée au comportement du ruthénium en milieu nitrique.
L’objectif des travaux de recherche est de mieux comprendre le comportement du ruthénium en milieu nitrique concentré en situations accidentelles (emballement thermique), son transport/dépôt et éventuelle remobilisation, ainsi que développer/proposer des moyens de mitigation ultimes pour limiter les rejets potentiels. Les campagnes expérimentales menées à l’ASNR ont fourni de précieux résultats « démonstratifs » sur différents bancs d’essai, dont l’interprétation complète reste délicate, notamment pour les étapes de modélisation.

L’analyse de l’accident de Fukushima Daiichi survenu en 2011 a pointé la nécessité d’élargir les marges de sûreté actuelles, notamment sur la tenue des éléments combustibles en conditions d’Accident par Perte de Réfrigérant Primaire (APRP).

En cas d'accident dans une installation nucléaire, de l'iode radioactif sous forme gazeuse peut être rejeté dans l'atmosphère. Il est essentiel de comprendre son devenir dans l'environnement et sa réactivité pour prévoir sa dispersion et mettre en œuvre les actions appropriées de protection des populations.

Lors d’un accident de type APRP (Accident de Perte du Réfrigérant Primaire) survenant dans une installation nucléaire, des débris (principalement des isolants) sont générés dans une zone localisée autour de la brèche et ils peuvent être partiellement transportés jusqu’au filtres RIS-EAS des puisards situés dans le fond de l’enceinte de confinement du réacteur.

L’extension de durée de vie des réacteurs nucléaires français au-delà de 40 ans est un enjeu majeur de souveraineté énergétique. Afin de garantir un niveau de sûreté satisfaisant, il est nécessaire de maîtriser les phénomènes de vieillissement des matériaux du circuit primaire principal (CPP).

Cette thèse de doctorat s’adresse à un défi de la physique des réacteurs nucléaires : la quantification et la propagation des incertitudes inhérentes aux données nucléaires utilisées dans les simulations de transport neutronique. Bien que les codes de calcul modernes atteignent une précision remarquable, les incertitudes sur les données nucléaires de base constituent un verrou persistant pour l'évaluation rigoureuse des marges de sûreté.
Les données nucléaires, telles que les sections efficaces ou les spectres de neutrons de fission, sont accompagnées d'incertitudes provenant de limitations expérimentales et de modèles théoriques.

Cette thèse cherche à fournir une analyse approfondie des chaînes de fission dans un réacteur nucléaire à travers des approches expérimentales et computationnelles. Elle étudie le comportement du réacteur en fonction du temps, en particulier sa réponse aux perturbations de réactivité, et examine les corrélations spatiales et temporelles entre les neutrons issus d’une même chaîne de fission.

Cette thèse porte sur la caractérisation de la fluence neutronique à travers l’ensemble de la cuve d’un réacteur, en incluant les énergies inférieures à 1 MeV.