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International audience; In accordance with the French Act of 28 June 2006 on the sustainable management of radioactive materials andwaste, this paper summarises the technical characterisation of prospective scenarios using different fuel cycleoptions: open cycle, recycling of plutonium and uranium in PWRs (current option for the French nuclear powerfleet), multiple recycling of plutonium in SFRs, and multiple recycling of plutonium in PWRs. This informationhas been submitted by the CEA to the Ministry of Energy within the scope of Article 51 of the Ministerial Orderdated 23 February on the French National Radioactive Materials and Waste Management Plan (PNGMDR).Rather than imagining the large-scale replacement of PWRs by fast reactors within a short period of time (theassumption of some past studies), it was decided to study a scenario involving a more progressive deployment onthe basis of existing materials and facilities. This solution appears to be better suited to the dynamics oftechnical progress in the field, while providing greater flexibility to adapt to societal changes. The path for thisscenario is marked by successive milestones (stages), with each corresponding to an increased deployment offast reactors with their own increasingly ambitious objectives.Phase A corresponds to the current state of the French nuclear reactor fleet wherein plutonium and uranium arerecycled in mixed-oxide (MOX) and enriched reprocessed uranium (ERU) fuels in pressurised water reactors(PWR). Phase B consists in recycling spent MOX fuel from PWRs in a limited number of SFRs. The objective ofthis phase is to stabilise the quantities of spent MOX fuels from light water reactors. Phase C is designed to beable to stabilise the plutonium inventory by deploying a symbiotic fleet comprising UOX-PWRs, MOX-PWRs andSFRs. The objective of phase D is to deploy a fleet of reactors that no longer burns natural uranium. There aretwo possible options for a nuclear fleet that can generally be considered as self-sufficient, i.e. D1, ahomogeneous fleet with 100% SFRs, and D2, a mixed fleet comprising breeder SFRs producing plutonium andPWRs fuelled with 100% MOX to burn this plutonium.However, SFRs may not become economically competitive in the next few decades if uranium resources remainreadily available, and MOX spent fuels may start to pile up at the back-end of the fuel cycle unless alternativeplutonium management solutions in PWRs are found. In this study, advanced fuel batches, called CORAIL andMIX, are applied to enable multiple recycling in standard PWRs.The CORAIL concept involves placing both MOX fuel rods with depleted uranium support structures and UOXfuel rods in the same fuel assembly. A configuration based on 84 MOX fuel rods and 181 UOX fuel rods wasstudied in the early 2000s, which is why it has been chosen for the first scenario in this paper. As the enrichmentof UOX rods is maximised at 5%, the plutonium content is adapted to make up for its loss of fissile quality witheach recycling phase.The MIX concept is based on a fuel assembly containing only MOX fuel rods with enriched uranium supportstructures. The purpose in this case is to limit the plutonium content in the fuel to a level similar to that ofcurrent MOX fuels and to meet any additional needs in fissile nuclei by providing enriched uranium in thesupport. The greater the isotopic degradation of plutonium, the greater the enrichment will be, which will beincreased with each recycling phase to make sure $^{235}$U is stabilised at around 3% to 4%. Three plutoniumcontents have been considered in our study: 8%, 9.54% and 12%.This paper assesses the material flows and inventories for these various options on the basis of two approaches:1) static (or in equilibrium) by supposing that each option is artificially maintained long enough, and 2) dynamic(for transition scenarios).The total disposal surface area required for each of the different options is also discussed on the basis of theAndra disposal concept. The assessment of the resulting waste volumes depending on the option is given inanother paper, also presented at this conference.

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 (

International audience; For the next generation of fast reactors, global objectives are required in terms of safety improvement, sustainability, waste minimization and non-proliferation. Concerning safety issues, particular efforts have been made in order to obtain core designs that can be resilient to accidental transients. Under the auspices of the Working Party on Scientific Issues of Reactor Systems (WPRS) an OECD/Nuclear Energy Agency (NEA) Expert Group Task Force on Uncertainty Analysis in Best-Estimate Modelling (UAM) for Design, Operation and Safety Analysis of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR-UAM) has been initiated in 2015 with the objective to study the uncertainties in different stages of the next generation Sodium Fast Reactors. Among the identified topics of this expert group, a representative SFR fuel subassembly depletion benchmark has been set up in order to analyse the reactivity swing as well as the associated uncertainty level based on available nuclear data variance/covariance matrices coming from evaluations. The benchmark focuses on changes on number densities, on Doppler Effect and sodium void worth as well as kinetic parameters from the beginning of equilibrium cycle up to the end of cycle. For sensitivity/uncertainty estimation, two methods are tested a deterministic one based on sensitivities and a stochastic one using direct nuclear data sampling. In the deterministic approach, Boltzmann and Bateman equations are coupled at the sensitivity level with the help of the perturbation theory. This coupling is currently operational in ERANOS code system. The present implementation gives sensitivities for both reactivity coefficients and mass balance. For stochastic approach, relevant nuclear data set are directly sampled from variance/covariance data and used as input parameter for neutronic calculations. Both methods are found to be consistent.

National audience

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.

International audience; The CEA and several industrial partners are involved in the development of a 4th generation reactor cooled by sodium. This sodium fast neutron reactor called ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) is a 600 MWe. It is a pool reactor type and integers cutting edge technologies.Developments are in progress especially for the vessel and the apparatus. Experiments are needed for both validation of numerical codes and specific studies. In this way, a thermal-hydraulic loop, the PLATEAU facility, has been developed and built at the CEA Cadarache. Different mock-ups can be connected to this loop to study the different issues at various reactor conditions. Currently, 4 mock-ups have been identified: the internal vessel, the entire pool reactor, the link between the external and the internal vessel, a part of the internal vessel at a higher scale to study specific issues.The MICAS mock-up is dedicated to study the flow regime of the internal vessel (hot plenum), both for code validation and also engineering design development.It has been designed at a reduced scale and integers as hydraulic obstacles all the apparatus immersed in the internal vessel. This mock-up has been built in transparent polymer to carry out some optical measurements as laser velocimetry. Numerical studies with StarCCM+ has been engaged to determine the general flow pattern in a way to identify the area of interest for detailed phenomenological studies in order to define optimised instrumentation mapping.This article is dedicated to present PLATEAU facility and the experimental program on the MICAS mock-up. In the first part, the ASTRID reactor concept is briefly presented. Then the PLATEAU experimental facility is descripted in detail. The issues of the internal vessel are summed-up and the MICAS mock-up is presented. Then some numerical calculation results are showed to illustrate the flow in the internal vessel.

In the framework of the Generation IV reactors neutronic research, new core calculation tools are implemented in the code system APOLLO3® for the deterministic part. These calculation methods are based on the discretization concept of nuclear energy data (named multi-group and are generally produced by deterministic codes) and should be validated and qualified with respect to some Monte-Carlo reference calculations. This thesis aims to develop an alternative technique of producing multi-group nuclear properties by a Monte-Carlo code (TRIPOLI-4®).At first, after having tested the existing homogenization and condensation functionalities with better precision obtained nowadays, some inconsistencies are revealed. Several new multi-group parameters estimators are developed and validated for TRIPOLI-4® code with the aid of itself, since it has the possibility to use the multi-group constants in a core calculation.Secondly, the scattering anisotropy effect which is necessary for handling neutron leakage case is studied. A correction technique concerning the diagonal line of the first order moment of the scattering matrix is proposed. This is named the IGSC technique and is based on the usage of an approximate current which is introduced by Todorova. An improvement of this IGSC technique is then presented for the geometries which hold an important heterogeneity property. This improvement uses a more accurate current quantity which is the projection on the abscissa X. The later current can represent the real situation better but is limited to 1D geometries.Finally, a B1 leakage model is implemented in the TRIPOLI-4® code for generating multi-group cross sections with a fundamental mode based critical spectrum. This leakage model is analyzed and validated rigorously by the comparison with other codes: Serpent and ECCO, as well as an analytical case.The whole development work introduced in TRIPLI-4® code allows producing multi-group constants which can then be used in the core calculation solver SNATCH in the PARIS code platform. The latter uses the transport theory which is indispensable for the new generation fast reactors analysis. The principal conclusions are as follows:-The Monte-Carlo assembly calculation code is an interesting way (in the sense of avoiding the difficulties in the self-shielding calculation, the limited order development of anisotropy parameters, the exact 3D geometries) to validate the deterministic codes like ECCO or APOLLO3® and to produce the multi-group constants for deterministic or Monte-Carlo multi-group calculation codes. -The results obtained for the moment with the multi-group constants calculated by TRIPOLI-4 code are comparable with those produced from ECCO, but did not show remarkable advantages., Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléaires multi-groupes par un code de Monte-Carlo (TRIPOLI-4®). Dans un premier temps, après avoir réalisé des tests sur les fonctionnalités existantes de l’homogénéisation et de la condensation avec des précisions meilleures accessibles aujourd’hui, des incohérences sont mises en évidence. De nouveaux estimateurs de paramètres multi-groupes ont été développés et validés pour le code TRIPOLI-4®à l’aide de ce code lui-même, puisqu’il dispose de la possibilité d’utiliser ses propres productions de données multi-groupes dans un calcul de cœur. Ensuite, la prise en compte de l’anisotropie de la diffusion nécessaire pour un bon traitement de l’anisotropie introduite par des fuites des neutrons a été étudiée. Une technique de correction de la diagonale de la matrice de la section efficace de transfert par diffusion à l’ordre P1 (nommée technique IGSC et basée sur une évaluation du courant des neutrons par une technique introduite par Todorova) est développée. Une amélioration de la technique IGSC dans la situation où les propriétés matérielles du réacteur changent drastiquement en espace est apportée. La solution est basée sur l’utilisation d’un nouveau courant qui est projeté sur l’axe X et plus représentatif dans la nouvelle situation que celui utilisant les approximations de Todorova, mais valable seulement en géométrie 1D. A la fin, un modèle de fuite B1 homogène est implémenté dans le code TRIPOLI-4® afin de produire des sections efficaces multi-groupes avec un spectre critique calculé avec l’approximation du mode fondamental. Ce modèle de fuite est analysé et validé rigoureusement en comparant avec les autres codes : Serpent et ECCO ; ainsi qu’avec un cas analytique.L’ensemble de ces développements dans TRIPOLI-4® permet de produire des sections efficaces multi-groupes qui peuvent être utilisées dans le code de calcul de cœur SNATCH de la plateforme PARIS. Ce dernier utilise la théorie du transport qui est indispensable pour la nouvelle filière à neutrons rapides. Les principales conclusions sont : -Le code de réseau en Monte-Carlo est une voie intéressante (surtout pour éviter les difficultés de l’autoprotection, de l’anisotropie limitée à un certain ordre du développement en polynômes de Legendre, du traitement des géométries exactes 3D), pour valider les codes déterministes comme ECCO ou APOLLO3® ou pour produire des données pour les codes déterministes ou Monte-Carlo multi-groupes.-Les résultats obtenus pour le moment avec les données produites par TRIPOLI-4® sont comparables mais n’ont pas encore vraiment montré d’avantage par rapport à ceux obtenus avec des données issues de codes déterministes tel qu’ECCO.

In the framework of the Generation IV reactors neutronic research, new core calculation tools are implemented in the code system APOLLO3® for the deterministic part. These calculation methods are based on the discretization concept of nuclear energy data (named multi-group and are generally produced by deterministic codes) and should be validated and qualified with respect to some Monte-Carlo reference calculations. This thesis aims to develop an alternative technique of producing multi-group nuclear properties by a Monte-Carlo code (TRIPOLI-4®).At first, after having tested the existing homogenization and condensation functionalities with better precision obtained nowadays, some inconsistencies are revealed. Several new multi-group parameters estimators are developed and validated for TRIPOLI-4® code with the aid of itself, since it has the possibility to use the multi-group constants in a core calculation.Secondly, the scattering anisotropy effect which is necessary for handling neutron leakage case is studied. A correction technique concerning the diagonal line of the first order moment of the scattering matrix is proposed. This is named the IGSC technique and is based on the usage of an approximate current which is introduced by Todorova. An improvement of this IGSC technique is then presented for the geometries which hold an important heterogeneity property. This improvement uses a more accurate current quantity which is the projection on the abscissa X. The later current can represent the real situation better but is limited to 1D geometries.Finally, a B1 leakage model is implemented in the TRIPOLI-4® code for generating multi-group cross sections with a fundamental mode based critical spectrum. This leakage model is analyzed and validated rigorously by the comparison with other codes: Serpent and ECCO, as well as an analytical case.The whole development work introduced in TRIPLI-4® code allows producing multi-group constants which can then be used in the core calculation solver SNATCH in the PARIS code platform. The latter uses the transport theory which is indispensable for the new generation fast reactors analysis. The principal conclusions are as follows:-The Monte-Carlo assembly calculation code is an interesting way (in the sense of avoiding the difficulties in the self-shielding calculation, the limited order development of anisotropy parameters, the exact 3D geometries) to validate the deterministic codes like ECCO or APOLLO3® and to produce the multi-group constants for deterministic or Monte-Carlo multi-group calculation codes. -The results obtained for the moment with the multi-group constants calculated by TRIPOLI-4 code are comparable with those produced from ECCO, but did not show remarkable advantages., Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléaires multi-groupes par un code de Monte-Carlo (TRIPOLI-4®). Dans un premier temps, après avoir réalisé des tests sur les fonctionnalités existantes de l’homogénéisation et de la condensation avec des précisions meilleures accessibles aujourd’hui, des incohérences sont mises en évidence. De nouveaux estimateurs de paramètres multi-groupes ont été développés et validés pour le code TRIPOLI-4®à l’aide de ce code lui-même, puisqu’il dispose de la possibilité d’utiliser ses propres productions de données multi-groupes dans un calcul de cœur. Ensuite, la prise en compte de l’anisotropie de la diffusion nécessaire pour un bon traitement de l’anisotropie introduite par des fuites des neutrons a été étudiée. Une technique de correction de la diagonale de la matrice de la section efficace de transfert par diffusion à l’ordre P1 (nommée technique IGSC et basée sur une évaluation du courant des neutrons par une technique introduite par Todorova) est développée. Une amélioration de la technique IGSC dans la situation où les propriétés matérielles du réacteur changent drastiquement en espace est apportée. La solution est basée sur l’utilisation d’un nouveau courant qui est projeté sur l’axe X et plus représentatif dans la nouvelle situation que celui utilisant les approximations de Todorova, mais valable seulement en géométrie 1D. A la fin, un modèle de fuite B1 homogène est implémenté dans le code TRIPOLI-4® afin de produire des sections efficaces multi-groupes avec un spectre critique calculé avec l’approximation du mode fondamental. Ce modèle de fuite est analysé et validé rigoureusement en comparant avec les autres codes : Serpent et ECCO ; ainsi qu’avec un cas analytique.L’ensemble de ces développements dans TRIPOLI-4® permet de produire des sections efficaces multi-groupes qui peuvent être utilisées dans le code de calcul de cœur SNATCH de la plateforme PARIS. Ce dernier utilise la théorie du transport qui est indispensable pour la nouvelle filière à neutrons rapides. Les principales conclusions sont : -Le code de réseau en Monte-Carlo est une voie intéressante (surtout pour éviter les difficultés de l’autoprotection, de l’anisotropie limitée à un certain ordre du développement en polynômes de Legendre, du traitement des géométries exactes 3D), pour valider les codes déterministes comme ECCO ou APOLLO3® ou pour produire des données pour les codes déterministes ou Monte-Carlo multi-groupes.-Les résultats obtenus pour le moment avec les données produites par TRIPOLI-4® sont comparables mais n’ont pas encore vraiment montré d’avantage par rapport à ceux obtenus avec des données issues de codes déterministes tel qu’ECCO.