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A cold-worked titanium stabilized austenitic steel, named 15-15Ti AIM1, is the reference material for fuel cladding to be used in the _rst core of ASTRID (prototype of Sodium cooled Fast neutron Reactor -SFR). This study contributes to the understanding of the microstructural evolution under high dose irradiation of AIM1 (> 100 dpa) and especially swelling mechanisms. Several ion irradiations of AIM1 and its precursor 15-15Ti D4 (AIM1 without phosphorus), were done at Jannus-Saclay facility. These irradiations were performed up to 150 dpa in single beam (Fe 2+) and up to 120 dpa in dual beams (Fe 2+ and He +) at a temperature set between 550 and 630 ° C in order to study the helium e_ects. Besides, thermal annealing at 650 ° Cequivalent to irradiation time (, Un acier austénitique stabilisé au titane, le 15-15Ti AIM1, a été choisi à l'état écroui comme matériau de référence des gaines de combustible du premier coeur d'ASTRID (prototype de Réacteur à Neutrons Rapides (RNR) refroidi au sodium). Cette étude contribue à la compréhension de l'évolution microstructurale sous irradiation de l'AIM1 à forte dose (>100 dpa) et en particulier des mécanismes de gonflement. Des campagnes d'irradiations aux ions de l'AIM1 et de son précurseur le 15-15Ti D4 (AIM1 sans phosphore), ont été menées sur l'installation Jannus-Saclay. Ces irradiations ont été réalisées jusqu'à une dose de 150 dpa en simple faisceau Fe2+ et 120 dpa en double faisceaux Fe2+ et He+ entre 550 et 630°C pour étudier les effets de l'hélium. En parallèle, des recuits thermiques à 650°C de durées comparables aux temps d'irradiation (

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Fast Spectrum Nuclear Reactors are a long term solution for energy production, as they can be used to recyclePlutonium as well as utilize the entire stock of depleted Uranium. However, in order to raise the safety level of thistype of reactor to modern standards, innovative solutions have been applied to improve the natural behaviour of thecore during incidental transients by increasing the duration of the grace period, or core fusion safety margin. TheASTRID prototype (600 MWe) being studied at the CEA includes modifications to the assembly and core designs.The design choices favour neutron leakage in sodium coolant loss situations (low core sodium percentage, limitedheight, axial heterogeneities (plenum and internal fertile cover)). The consequences are positive with regard to areduction in the void effect. However, the core stability is affected, with an increased sensitivity of the powerdistribution to local (sodium density effects) or global (uncertainty propagation) disturbances. The object of this thesisis the study of these consequences.The first part of the thesis concerns the methods and tools used. The convergence of core “solvers” has been improvedin order to solve the Eigen-value problem associated with the neutron transport equation. The use of the Eigen-modesof this equation has highlighted correlations between parameters that are very synthetic (such as the separation of theEigen-values) and the increased sensitivity of certain core characteristics such as the power tilt. This first method hasshown its qualitative advantages but cannot precisely quantify the effects. This is why another method, coupled-coretheory, has been developed. It makes it possible to link the power distribution deformation to the descendants ofspecific fission reaction chains. In addition to several computational advantages, there is an improved understandingof the void effect for a heterogeneous core such as the CFV (Coeur à Faible Vidange). The last chapter concernssupportive studies of ASTRID’s CFV core that seek to reinforce the design choices that were made. The taking intoaccount all the sources of uncertainties (technological constraints linked to the position and thickness of the fertilecover, calculation scheme biases, nuclear data uncertainties) corroborates the design benefits gained from theheterogeneous CFV core., Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides sont une solution à long terme pour la production d’énergie car ilsvalorisent le Plutonium et peuvent utiliser tout le stock de d’Uranium appauvri. Toutefois, afin d’élever le niveau desûreté de ces réacteurs aux standards actuels, des innovations ont introduites pour améliorer le comportement natureldu coeur lors de transitoires incidentels en augmentant le délai de grâce ou la marge à la fusion. Le prototype ASTRID(600 MWe) étudié au CEA inclut des modifications au niveau de l’assemblage et du dessin du coeur. Les choix deconception favorisent les fuites de neutrons en situation de perte du caloporteur sodium (fraction de sodium réduite encoeur, hauteur limitée, présence d’hétérogénéités axiales (plenum et couverture fertile interne)). Les conséquences sontpositives en ce qui concerne la baisse de l’effet de vidange. Cependant, dans le même temps, la stabilité du coeur s’entrouve affectée, avec une sensibilité accrue de la nappe de puissance à des perturbations locales (effets de densitésodium) ou globales (propagation des incertitudes). Ces conséquences sont l’objet principal de la thèse.La première partie de la thèse concerne les méthodes et les outils. La convergence des « solveurs » coeur a étéaméliorée pour résoudre le problème aux valeurs propres de l’équation du transport des neutrons. L’utilisation desmodes propres de cette équation a mis en évidence les corrélations entre des paramètres très synthétiques (comme laséparation des valeurs propres) et la sensibilité accrue de certaines caractéristiques du coeur comme le tilt depuissance. Cette première méthode a montré son intérêt qualitatif mais peine à quantifier les effets de manière précise.C’est pourquoi une autre théorie, celle des coeurs couplés, a été mise en oeuvre. Elle permet de relier la déformationdes nappes de puissance aux descendants de chaines de fission spécifiques. Outre de nombreux avantages d’un pointde vue calculatoire, la compréhension de la vidange dans un coeur hétérogène comme le CFV (Coeur à Faible Vidange)en est améliorée. Le dernier chapitre porte sur des études en soutien au coeur CFV d’ASTRID pour conforter lesoptions de conception retenues. La prise en compte de toutes les sources d’incertitudes (choix technologiques liés à laposition et à l’épaisseur de la plaque fertile, biais liés aux schémas de calcul, incertitudes liées aux données nucléaires)confirme les gains de conception obtenus grâce au coeur CFV hétérogène.

Fast Spectrum Nuclear Reactors are a long term solution for energy production, as they can be used to recyclePlutonium as well as utilize the entire stock of depleted Uranium. However, in order to raise the safety level of thistype of reactor to modern standards, innovative solutions have been applied to improve the natural behaviour of thecore during incidental transients by increasing the duration of the grace period, or core fusion safety margin. TheASTRID prototype (600 MWe) being studied at the CEA includes modifications to the assembly and core designs.The design choices favour neutron leakage in sodium coolant loss situations (low core sodium percentage, limitedheight, axial heterogeneities (plenum and internal fertile cover)). The consequences are positive with regard to areduction in the void effect. However, the core stability is affected, with an increased sensitivity of the powerdistribution to local (sodium density effects) or global (uncertainty propagation) disturbances. The object of this thesisis the study of these consequences.The first part of the thesis concerns the methods and tools used. The convergence of core “solvers” has been improvedin order to solve the Eigen-value problem associated with the neutron transport equation. The use of the Eigen-modesof this equation has highlighted correlations between parameters that are very synthetic (such as the separation of theEigen-values) and the increased sensitivity of certain core characteristics such as the power tilt. This first method hasshown its qualitative advantages but cannot precisely quantify the effects. This is why another method, coupled-coretheory, has been developed. It makes it possible to link the power distribution deformation to the descendants ofspecific fission reaction chains. In addition to several computational advantages, there is an improved understandingof the void effect for a heterogeneous core such as the CFV (Coeur à Faible Vidange). The last chapter concernssupportive studies of ASTRID’s CFV core that seek to reinforce the design choices that were made. The taking intoaccount all the sources of uncertainties (technological constraints linked to the position and thickness of the fertilecover, calculation scheme biases, nuclear data uncertainties) corroborates the design benefits gained from theheterogeneous CFV core., Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides sont une solution à long terme pour la production d’énergie car ilsvalorisent le Plutonium et peuvent utiliser tout le stock de d’Uranium appauvri. Toutefois, afin d’élever le niveau desûreté de ces réacteurs aux standards actuels, des innovations ont introduites pour améliorer le comportement natureldu coeur lors de transitoires incidentels en augmentant le délai de grâce ou la marge à la fusion. Le prototype ASTRID(600 MWe) étudié au CEA inclut des modifications au niveau de l’assemblage et du dessin du coeur. Les choix deconception favorisent les fuites de neutrons en situation de perte du caloporteur sodium (fraction de sodium réduite encoeur, hauteur limitée, présence d’hétérogénéités axiales (plenum et couverture fertile interne)). Les conséquences sontpositives en ce qui concerne la baisse de l’effet de vidange. Cependant, dans le même temps, la stabilité du coeur s’entrouve affectée, avec une sensibilité accrue de la nappe de puissance à des perturbations locales (effets de densitésodium) ou globales (propagation des incertitudes). Ces conséquences sont l’objet principal de la thèse.La première partie de la thèse concerne les méthodes et les outils. La convergence des « solveurs » coeur a étéaméliorée pour résoudre le problème aux valeurs propres de l’équation du transport des neutrons. L’utilisation desmodes propres de cette équation a mis en évidence les corrélations entre des paramètres très synthétiques (comme laséparation des valeurs propres) et la sensibilité accrue de certaines caractéristiques du coeur comme le tilt depuissance. Cette première méthode a montré son intérêt qualitatif mais peine à quantifier les effets de manière précise.C’est pourquoi une autre théorie, celle des coeurs couplés, a été mise en oeuvre. Elle permet de relier la déformationdes nappes de puissance aux descendants de chaines de fission spécifiques. Outre de nombreux avantages d’un pointde vue calculatoire, la compréhension de la vidange dans un coeur hétérogène comme le CFV (Coeur à Faible Vidange)en est améliorée. Le dernier chapitre porte sur des études en soutien au coeur CFV d’ASTRID pour conforter lesoptions de conception retenues. La prise en compte de toutes les sources d’incertitudes (choix technologiques liés à laposition et à l’épaisseur de la plaque fertile, biais liés aux schémas de calcul, incertitudes liées aux données nucléaires)confirme les gains de conception obtenus grâce au coeur CFV hétérogène.