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Dissertations / Theses on the topic 'Accident grave de réacteur'

Author: Grafiati

Published: 8 June 2024

Last updated: 31 July 2025

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Lacoue-Nègre, Marion. "Chimie de l’iode dans le circuit primaire d’un réacteur nucléaire en situation d’accident grave : étude de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau." Thesis, Lille 1, 2010. http://www.theses.fr/2010LIL10163/document.

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Abstract:

En cas d’accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l’iode observé lors d’essais à grande échelle (programme PHEBUS-FP). Ces essais ont mis en évidence le rôle de la chimie hydrothermale de produits de fission (PF) tels que Cs et Mo sur la formation d’iode gazeux dans le circuit pri

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Sanchez-Brusset, Mathieu. "Mécanismes d'oxydation de l'acier liquide lors de l'Interaction Corium-Béton à haute température en cas d'accident grave de réacteur nucléaire." Thesis, Perpignan, 2015. http://www.theses.fr/2015PERP0015/document.

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Abstract:

En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditi

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Belloni, Julien. "Modélisation des phénomènes de dissolution lors des phases précoces et avancées d'un accident grave de réacteur nucléaire." Phd thesis, Ecole Centrale Paris, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00453295.

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Abstract:

Cette thèse porte sur la modélisation des phénomènes de dissolution lors de la phase précoce d'un accident grave de réacteur nucléaire. L'étude s'intéresse à la dissolution de céramiques solides (ZrO2 et UO2) par un métal liquide (Zr). En cas d'hypothétique accident grave dans un Réacteur à Eau Pressurisée, les phénomènes de dissolution jouent un rôle primordial dans l'aggravation de la dégradation et la fusion des oxydes à des températures parfois largement inférieures à leur température de fusion normale. Cela concerne en particulier les principaux constituants des crayons combustibles : les

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Garnier, Nadine. "Modélisation des lits de débris pouvant apparaître lors d'un accident grave survenant sur un réacteur à eau pressurisée." Aix-Marseille 2, 1994. http://www.theses.fr/1994AIX22008.

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Abstract:

Suite a l'accident de tree miles island survenu en 1979 sur un reacteur a eau pressurisee de nombreuses etudes ont ete lancees sur les phenomenes de degradation dus a une perte de refrigerant entrainant la fusion du cur. Beaucoup de travaux ont ete faits sur la phase dite d'assechement. Par contre tres peu d'etudes ont ete realisees sur la phase finale durant laquelle les temperatures de fusion des differents composants du cur (barre de controle, gaines en zircaloy, combustible,. . . ) ont ete atteintes conduisant a la formation d'un lit de debris. Le but de ce travail de recherche fut de deve

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Martin, Franck. "La nucléation homogène : étude des intéractions vapeurs-aérosols dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire lors d'un accident grave." Aix-Marseille 1, 1997. http://www.theses.fr/1997AIX11007.

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Abstract:

Cette these porte sur la modelisation de la formation de particules par condensation en masse ou nucleation homogene. L'application principale concerne le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en situation accidentelle. On a tout d'abord presente une revue des modelisations thermodynamiques existantes de la nucleation homogene dans la litterature ainsi que celle que nous avons amelioree. Le modele qui semble le mieux convenir, pour des calculs appliques, est le modele de girshick et chiu qui allie simplicite et precision. Puis on a decrit les modeles et les approches qui

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6

Pieraccini, Michel. "Contribution à la vérification et à l'amélioration des modèles d'oxydation d'un coeur de réacteur à eau pressurisée lors d'un accident grave." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11005.

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Abstract:

Depuis l'accident de tmi-2 aux etats-unis en 1979, de nombreuses experiences ont ete realisees a travers le monde pour mieux comprendre les principaux processus de degradation d'un cur de reacteur a eau pressurisee. Parallelement, un travail de modelisation a debouche sur l'elaboration de codes de calcul (code icare2 a l'ipsn). L'oxydation du zircaloy des gaines de crayons combustibles s'avere etre le phenomene cle qui, par ses consequences (forte production de chaleur, degagement d'hydrogene, perte d'integrite du gainage), conditionne la suite du processus de degradation. C'est dans cette opt

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Pometko, Serguei͏̈. "Modélisation, dans un logiciel de sûrete, du comportement d'un bain liquide de matériaux fondus au cours d'un accident grave dans un coeur de réacteur." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11004.

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Abstract:

L'objectif de cette these etait de comprendre les mecanismes du transfert de chaleur dans les bains de corium et de proposer une modelisation coherente de ce phenomene tres important pour le scenario d'un accident grave dans les logiciels de surete nucleaire. Le modele devait retrouver a la fois la distribution de temperature dans le bain et le profil de flux a la paroi caracteristiques de la convection naturelle, sans avoir recours a la resolution des equations de navier-stokes, trop lourde pour un logiciel de surete. La modelisation que nous avons proposee consiste a determiner un champ de v

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Mouly, Aude. "Modélisation de la formation et de la détente rapide d'une bulle polyphasique pour l'évaluation des conséquences d'un accident grave de RNR_Na." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2022. http://www.theses.fr/2022LORR0362.

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Abstract:

Une nouvelle génération de réacteurs est aujourd'hui développée pour répondre aux enjeux économiques, environnementaux et sociétaux du 21e siècle. Parmi les différents concepts retenus pour créer cette quatrième génération, les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) sont étudiés dans le cadre de cette thèse. Ce sont les seuls réacteurs de quatrième génération présentant déjà un retour d'expérience considérable en France. Afin de répondre aux objectifs de sûreté de cette nouvelle génération, la démarche d'étude de sûreté doit être adaptée dès les phases de préconception et d

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Lacour, Vincent. "Modélisation de la production d'hydrogène lors de la phase de renoyage des coeurs de réacteurs nucléaires en situation d'accidents graves." Paris, ENMP, 2001. http://www.theses.fr/2001ENMP1011.

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Abstract:

L'accident du réacteur nucléaire de Three Mile Island marque l'accélération des recherches sur les accidents graves. Elles permirent l'élaboration d'un code d'étude de scénarii (Modular Accident Analysis Program, MAAP) utilisé actuellement par Electricité de France. On s'intéresse ici aux accidents graves qui aboutissent à un découvrement du cœur d'un Réacteur à Eau Pressurisée. Pour éviter que de tels accidents dégénèrent, il est prévu de renoyer le cœur en injectant une forte quantité d'eau. Différentes études comparatives ont montré que les codes actuels (dont MAAP) étaient incapables de pr

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Zhang, Shaoliang. "Etudes cinétiques de l'oxydation radicalaire en phase gazeuse d'iodures organiques et de la formation de particules d'oxydes d'iode sous conditions simulées de l'enceinte d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4820/document.

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Abstract:

Dans le cadre des recherches menées dans le domaine de la sûreté des réacteurs nucléaires, la problématique de la formation des oxydes d'iode dans l'enceinte de confinement par la destruction d'iodures organiques lors d'un accident grave a été étudiée avec les moyens du domaine de la chimie atmosphérique.La cinétique de destruction d'iodures organiques (tels que CH3I, CH2I2, CHI3, C2H5I, n-C3H7I et i-C3H7I) par les radicaux OH et O a d'abord été étudiée avec un système de Photolyse Flash – Résonance Fluorescente, dans des conditions représentatives de l'enceinte d'un accident de réacteur nuclé

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Obada, Dorel. "Evaluation de rejets moyen-terme en situation accidentelle grave d’un réacteur à eau pressurisée : étude expérimentale de la re-vaporisation de dépôts de produits de fission (Cs, I)." Electronic Thesis or Diss., Lille 1, 2017. http://www.theses.fr/2017LIL10148.

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Abstract:

En cas d’accident grave sur un Réacteur à Eau Pressurisée, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et de la volatilité de cet élément. Ainsi, une connaissance de tous les phénomènes physico-chimiques se produisant est nécessaire. Ce travail s’est focalisé sur la re-vaporisation, jusqu’à 750°C, de dépôts des PFs contenant de l’iode, particulièrement le CsI et l’AgI, depuis la surface du circuit primaire composée d’acier 304L, 316L et Inconel 600 partiellement oxydés. Les résultats ont montré une i

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Monfort, Marguerite. "Influence du milieu aqueux récepteur sur le devenir de produits de fission dans l'environnement : cas d'aérosols susceptibles d'être émis lors d'un accident grave survenant sur un réacteur à eau pressurisée." Montpellier 2, 1989. http://www.theses.fr/1989MON20100.

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Abstract:

Les consequences d'un accident grave survenant sur un reacteur nucleaire a eau pressurisee sont etudiees experimentalement. Quatre produits de fission (cs, ru, ce, sr) et trois materiaux de structure (ag, fe, in) ont ete choisis comme radioelements tests. Des essais de retention du cesium par les sols ont montre la forte variabilite des resultats, selon les protocoles utilises. L'utilisation d'un protocole standard est suggeree. Il se produit de l'echange d'ions et de l'adsorption. Les essais de dissolution dans differents milieux, des poudres des 7 elements ont montre qu'une dissolution tres

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Singh, Shifali. "Radioscopie X pour les interactions corium-sodium lors d'un scénario d'accident grave." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS114.

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Abstract:

Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), une défaillance dans le système de refroidissement du coeur ou de protection du réacteur peut conduire à un accident grave. Dans un tel scenario, les matériaux du coeur (combustible et acier) fondent pour former un mélange appelé corium susceptible d'interagir avec le réfrigérant (sodium). Une telle interaction (Fuel Coolant Interaction, FCI) peut générer des évènements énergétiques aptes à mettre en danger les structures du réacteur. La violence de l'explosion dépend essentiellement de l'état du mélange corium-sodium. Connaît

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Tyrpekl, Vaclav. "Effet matériaux lors de l'interaction corium-eau : analyse structurale des débris d'une explosition vapeur et mécanismes de solidification." Phd thesis, Université de Strasbourg, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00758983.

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Abstract:

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l'Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d'une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l'étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire e

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Vastier, Laura. "Étude de la propagation de flamme dans une atmosphère gazeuse représentative de la phase tardive d'un accident grave dans un REP." Electronic Thesis or Diss., Orléans, 2024. http://www.theses.fr/2024ORLE1020.

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Abstract:

La France possède aujourd'hui 58 réacteurs nucléaires qui permettent de fournir trois quarts de l'énergie nécessaire au bon fonctionnement de la vie quotidienne de ses 67 millions d'habitants. Cependant, cette source d'énergie n'est pas exempte d'incidents ou d'accidents, dont la gravité est classée dans ce que l'on appelle l'échelle INES (International Nuclear Event Scale).Dans le contexte de l'étude des accidents graves des réacteurs refroidis à l'eau, le risque hydrogène est défini comme la possibilité d'une perte de l'intégrité du confinement du réacteur ou de ses systèmes de sûreté à la s

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Obada, Dorel. "Evaluation de rejets moyen-terme en situation accidentelle grave d’un réacteur à eau pressurisée : étude expérimentale de la re-vaporisation de dépôts de produits de fission (Cs, I)." Thesis, Lille 1, 2017. http://www.theses.fr/2017LIL10148/document.

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Abstract:

En cas d’accident grave sur un Réacteur à Eau Pressurisée, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et de la volatilité de cet élément. Ainsi, une connaissance de tous les phénomènes physico-chimiques se produisant est nécessaire. Ce travail s’est focalisé sur la re-vaporisation, jusqu’à 750°C, de dépôts des PFs contenant de l’iode, particulièrement le CsI et l’AgI, depuis la surface du circuit primaire composée d’acier 304L, 316L et Inconel 600 partiellement oxydés. Les résultats ont montré une i

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Guyot, Maxime. "Neutronics and thermal-hydraulics coupling : some contributions toward an improved methodology to simulate the initiating phase of a severe accident in a sodium fast reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4345.

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Abstract:

Le sujet de la thèse s'inscrit dans le cadre de la rénovation des outils et des méthodes de calculs appliqués aux accidents graves des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na). En particulier, on s'intéresse aux biais et conservatismes liés à la méthodologie de calculs de la phase primaire d'un accident grave. Pour évaluer les conséquences d'un accident de fusion du coeur d'un RNR-Na, une approche déterministe est généralement réalisée en considérant des hypothèses dites "best-estimate". Cette approche repose sur l'utilisation de codes informatiques pour simuler numériquement

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Tréol, Cyriaque. "Vers une modélisation du comportement d'un lit de débris sur le récupérateur de corium d'un RNR-Na." Electronic Thesis or Diss., université Paris-Saclay, 2024. http://www.theses.fr/2024UPAST016.

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Abstract:

Ce sujet de thèse concerne les accidents graves dans un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium (RNR-Na). Le terme accident grave désigne les accidents nucléaires avec fusion partielle ou totale du cœur, qui forme un mélange de matériaux fondus appelé corium. De tels accidents se sont produits par le passé dans des réacteurs nucléaires de filières différentes : l'accident de Three Mile Island en 1979 sur un Réacteur à Eau Pressurisée, celui de Tchernobyl en 1986 sur un réacteur de type RBMK, et les accidents de Fukushima en 2011 sur des Réacteurs à Eau Bouillante. Ces catastrophes, bien

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Kauric, Guilhem. "Contribution to the investigation of the chemical interaction between sodium and irradiated MOX fuel for the safety of Sodium-cooled Fast Reactors." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASF027.

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Abstract:

Dans le cas d’un accident grave dans un réacteur refroidi au sodium, des interactions entre le combustible irradié et le sodium pourraient se produire à très haute température. Pour pouvoir prédire la dégradation des aiguilles combustibles et les phases produites en tenant compte de tous les systèmes présents dans le combustible irradié, une étude des systèmes Na-PF-Pu-U-O avec PF= Ba, Cs, I, Mo, Te est primordiale. Pour un système avec de nombreux éléments à étudier sur une large échelle de température et de composition, la méthode Calphad est particulièrement adaptée. Celle-ci permet de préd

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Viot, Louis. "Couplage et synchronisation de modèles dans un code scénario d’accidents graves dans les réacteurs nucléaires." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLN033/document.

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Abstract:

La thèse s'inscrit dans le contexte des accidents graves dans les réacteurs nucléaires qui sont étudiés au laboratoire de physique et modélisation des accidents graves (LPMA) du CEA de Cadarache. Un accident grave survient lors de la perte du caloporteur au niveau du circuit primaire ce qui provoque une dégradation du combustible et la création d'un bain de corium. Celui-ci va ensuite se propager en cuve et fortement endommager les structures du réacteur. Pour la sûreté nucléaire, il est donc nécessaire de pouvoir prévoir la propagation de ce corium, d'où la création en 2013 de la plateforme P

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Aujollet, Yvan. "Etude des interactions chimiques iode-peinture dans un réacteur nucléaire (réacteur à eau pressurisée) en situation d'accident grave." Aix-Marseille 3, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX30085.

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Abstract:

Dans le scenario d'un accident grave d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee, 10 a 12 kg d'iode actif s'echapperait du cur entrainant des risques importants pour les populations. Dans les experiences de type phebus, il a ete retrouve de faibles proportions d'iodures organiques provenant de l'interaction de l'iode avec les surfaces peintes du reacteur. Le but de cette etude etait de comprendre les interactions entre l'iode et le polymere organique de la peinture pour entrevoir les mecanismes de relargage de ces iodures organiques. Notre etude a eu pour objet d'identifier tous les composants o

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Ryckwaert, Yves. "Strangulation aigue͏̈ grave accidentelle de l'enfant." Montpellier 1, 1990. http://www.theses.fr/1990MON11279.

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Lainault, Franck. "Modélisation de la libération d'énergie liée aux accidents graves dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides." Poitiers, 1997. http://www.theses.fr/1997POIT2308.

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Abstract:

La phase d'expansion d'un accident de fusion de coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides (rnr) est caracterisee par l'expansion d'une bulle diphasique dans la partie superieure du reacteur contenant du sodium liquide. Durant cette expansion, ce sodium peut penetrer a l'interieur de la bulle par instabilite de rayleigh-taylor, phenomene d'entrainement suppose preponderant, et l'objectif de ce travail est de developper et de valider un logiciel modelisant cet entrainement de sodium afin de determiner son influence sur la valeur de l'energie mecanique liberee au cours de la phase d'expans

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Frolov, Kirill. "Diffusion chimique à l'état liquide dans des bains silicatés : application aux accidents graves de réacteurs nucléaires." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2004. http://www.theses.fr/2004GRE10062.

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Abstract:

Ce travail de recherche porte sur la problématique de la dernière phase d'accident grave de réacteurs nucléaires. On a montré dans ce travail que le régime de solidification en front-plan des mélanges multicomposants d'oxydes peut être paramétré par une série de critères de stabilité de l'interface solide-liquide dont les paramètres clés sont les coefficients d'autodiffusion des constituants ioniques. Dans la limite d'applicabilité des modèles actuels de diffusion chimique, il est alors indispensable de pouvoir déterminer ces coefficients soit à partir des modèles théoriques d'autodiffusion, s

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Journeau, Christophe. "Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme PLINIUS à l'étude des accidents graves de réacteurs nucléaires." Habilitation à diriger des recherches, Université d'Orléans, 2008. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00343657.

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Abstract:

La plate-forme expérimentale PLINIUS du CEA Cadarache est dédiée à l'étude expérimentale des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium est le mélange issu d'une hypothétique fusion du cœur et de son mélange avec les matériaux de structure. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente(utilisation d'uranium appauvri,...). Des programmes de recherches et des campagnes d'essais ont eu pour thème les propriété

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Peeters, Agnes. "Application of the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics to the hydrogen issue in level-2 PSA." Doctoral thesis, Universite Libre de Bruxelles, 2007. http://hdl.handle.net/2013/ULB-DIPOT:oai:dipot.ulb.ac.be:2013/210641.

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Abstract:

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles.<p>Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des

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Andriolo, Lena. "Impact des combustibles sphere-pac innovants sur les performances de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI067/document.

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Abstract:

Les futurs réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) doivent remplir les critères GEN-IV à savoir présenter des qualités d'économie, de sûreté améliorée, de résistance à la prolifération et de minimisation des déchets. Ce projet de thèse est dédié à l'étude de l'impact des combustibles innovants (spécialement le combustible oxyde sphere-pac chargé en actinides mineurs) sur les performances de sûreté des RNR-Na dédiés à la transmutation.Le code de calcul SIMMER-III, développé à l'origine pour les phases avancées d'un accident grave, est utilisé pour les simulations. Ce code a ét

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Gouello, Mélany. "Chimie de l'iode et composition des aérosols dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave." Phd thesis, Université de Grenoble, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00832204.

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Abstract:

En cas d'accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l'évaluation de la quantité d'iode susceptible d'être rejetée dans l'environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. Le rejet d'iode du cœur du réacteur endommagé et son transport dans les différentes parties du réacteur jusqu'à l'enceinte de confinement, ont été largement étudiés, en particulier dans les expériences Phébus-FB. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l'iode observé lor

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Chesnel, Alain. "Étude paramétrique d'un accident de réactivité dans un réacteur à eau pressurisée : éjection d'une grappe de contrôle." Paris 11, 1985. http://www.theses.fr/1985PA112391.

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Abstract:

Le travail effectué dans cette thèse est relatif à l’étude d’un accident de référence : l’éjection d’une grappe de contrôle d’un réacteur de puissance ; le but est de relier le facteur de point chaud à la réactivité libérée pour des valeurs maximales admissibles définies dans les études de sûreté. Dans un premier temps, une étude explicite de l'accident a permis de dégager les principaux paramètres physiques. Ensuite une étude d’incertitudes et de sensibilités sur différents paramètres a mis en évidence les problèmes liés aux phénomènes de transferts de chaleur entre le combustible et le réfri

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Clamens, Olivier. "Analyse et propagation des incertitudes associées à la dépressurisation de l’Hélium 3 sur les transitoires de puissance du réacteur CABRI." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAI061/document.

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Abstract:

CABRI est un réacteur piscine conçu pour tester du combustible irradié dans des conditions accidentelles de type RIA, c'est à dire d'insertion intempestive de réactivité.Un circuit dédié de dépressurisation d'hélium 3, contenu dans les barres transitoires, permet d'injecter jusqu'à 4 $ de réactivité contrée majoritairement par l'effet Doppler quand la puissance atteint en quelques millisecondes jusqu'à 200000 fois la puissance initiale de 100 kW.La thèse présente les améliorations apportées à la prédiction des transitoires et les études d'incertitudes qui en découlent.Le calcul par cinétique p

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Belloni, Julien Goyeau Benoît. "Modélisation des phénomènes de dissolution lors des phases précoces et avancées d'un accident grave de réacteur nucléaire." S. l. : Ecole centrale de Paris, 2009. http://theses.abes.fr/2009ECAP0008.

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Beuzet, Emilie. "Modélisation des conséquences d'une entrée d'air en cuve sur le calcul du terme source en accident grave." Paris 11, 2010. http://www.theses.fr/2010PA112240.

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Abstract:

Ce travail de thèse s'inscrit dans la thématique des accidents graves de centrales nucléaires avec entrée d'air en cuve. L'air, par son fort pouvoir oxydant, favorise notamment le relâchement du ruthénium sous forme d'oxydes hautement volatils et radio-toxiques. La disponibilité de l'oxydant pour le ruthénium dépend de l'état d'oxydation des gaines en zircaloy et du combustible. L'objectif de cette thèse a consisté en une mise à l'état de l'art de la modélisation de l'oxydation de ces constituants d'un assemblage, dans le code de scénarios accidentels MAAP. L'oxydation sous air des gaines cond

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Mun, Christian. "Etude du comportement du produit de fission ruthénium dans l'enceinte de confinement d'un réacteur nucléaire, en cas d'accident grave." Paris 11, 2007. http://www.theses.fr/2007PA112032.

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Abstract:

Cette thèse s’inscrit dans la catégorie des accidents graves avec entrée d’air dans la cuve du réacteur nucléaire. Un tel scénario accidentel pourrait conduire à un relâchement significatif de ruthénium dans l’enceinte de confinement. Etant donné le caractère volatil et radiotoxique de l’espèce RuO4, l’objectif de cette thèse consistait à estimer la fraction de RuO4(g) pouvant être relâchée dans l’environnement depuis l’enceinte. Au cours des travaux, une loi de vitesse de décomposition du tétroxyde gazeux a pu être déterminée. L’humidité joue un rôle catalytique, tout comme la présence de dép

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Beloeil, Laurent. "Etude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance." Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11017.

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Abstract:

Il est possible d'imaginer de nombreuses situations accidentelles, certes hautement improbables, ou des crayons combustibles seraient mis au contact d'eau dans des conditions proches des valeurs atmospheriques. Ce travail est consacre a la modelisation et la simulation des premiers instants de l'excursion de puissance qui peut resulter de telles configurations. Nous montrons que, pour les accidents les plus severes, l'effet de vide est une contre-reaction preponderante. La formation d'un film de vapeur a la paroi des crayons est ensuite mise en evidence et confirmee a l'aide d'experiences de c

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Chebbi, Mouheb. "Piégeage d’espèces iodées volatiles sur des adsorbants poreux de type zéolithique dans le contexte d’un accident nucléaire grave." Thesis, Université de Lorraine, 2016. http://www.theses.fr/2016LORR0340/document.

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Abstract:

L’accident de Fukushima a montré que sous certaines conditions, un accident de fusion du cœur (jugé hautement improbable) peut survenir et engendrer des conséquences dramatiques en termes de rejets de produits radioactifs dans l’environnement. La mise en place d’adsorbants poreux type zéolithe dans les filtres d’éventage constitue une solution prometteuse afin de limiter la dissémination de produits radioactifs notamment les espèces iodées volatiles, vers l’environnement. Dans cette étude, nous avons cherché à évaluer dans quelle mesure les propriétés structurales et chimiques d’adsorbants por

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Cintra, Eliane de Araujo. "Niveis de arginina vasopressina e disturbios de sodio e agua em pacientes com lesão cerebral grave." [s.n.], 2006. http://repositorio.unicamp.br/jspui/handle/REPOSIP/313566.

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Abstract:

Orientadores: Sebastião Araujo, Elizabeth M. A. B. Quagliato<br>Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Ciencias Medicas<br>Made available in DSpace on 2018-08-08T16:17:15Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Cintra_ElianedeAraujo_D.pdf: 2161451 bytes, checksum: e8e2d3f8af228c6c474ae97885cb6d9a (MD5) Previous issue date: 2006<br>Resumo: Antecedentes. Desordens do balanço de sódio e água, especialmente aqueles secundários ao diabete insípido (DI), à síndrome da secreção inapropriada do hormônio anti-diurético (SIHAD) e à síndrome cerebral perdedora de sal (SCPS), são freqüe

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Mabrouk, Ahmed. "Developpements d'outils d'aide au diagnostic en contexte incertain." Thesis, Paris 6, 2016. http://www.theses.fr/2016PA066449.

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Abstract:

Le diagnostic des scénarios d'accidents nucléaires graves représente un enjeu majeur pour la sûreté nucléaire et la gestion de crise. Le problème est complexe à cause de la complexité des phénomènes physiques et chimiques sous-jacents des accidents graves, la difficulté de la compréhension des différentes corrélations entre ces derniers, et de surcroît la rareté des base de données descriptives. Ainsi, ce travail de thèse vise à proposer un outil dédié à la modélisation et au diagnostic des scénarios d'accident à base de réseaux bayésiens. L'usage des réseaux bayésiens reposera sur l'apprentis

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Villermaux, Clotilde. "Modélisation physique et numérique de la convection naturelle dans une couche de fluide de faible rapport d'aspect dans le cadre des études d'accidents graves de réacteurs à eau sous pression." Grenoble INPG, 1999. http://www.theses.fr/1999INPG0028.

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Abstract:

Dans le cadre des etudes des accidents graves de reacteurs nucleaires a eau sous pression, on examine la possibilite de refroidir par noyage de la cuve le magma liquide resultant de la fonte du cur formant un bain en fond de cuve. On s'interesse a la couche de metaux liquides qui constitue la partie superieure de ce bain (l'autre partie est formee d'oxydes liquides degageant une forte puissance thermique). Son confinement et ses proprietes physiques peuvent etre a l'origine d'une concentration de flux de chaleur a la paroi laterale de la cuve, menacant son integrite. Une etude bibliographique

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Sestier, Karine. "Evolution microstructurale et comportement mécanique à haute température de l'acier de cuve 16MND5 en situation d'accident grave." Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0153.

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Abstract:

Cette etude concerne l'acier 16mnd5 utilise comme materiau de cuve dans les reacteurs a eau pressurisee (rep). En situation d'accidents graves, cet acier a bas taux de carbone faiblement allie change d'etat microstructural. Differentes phases de caracteristiques mecaniques distinctes sont susceptibles de se former selon l'histoire thermique subie. Ce travail porte sur la phase austenitique stable a haute temperature et sur le vieillissement de l'etat de reception du materiau. Nous avons determine des courbes d'evolution de la taille de grain austenitique. Un modele de croissance du type traina

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Manchon, Xavier. "Contribution à la prédiction du déroulement de scénarios d'accidents graves dans un RNR-Na." Thesis, Lyon, 2017. http://www.theses.fr/2017LYSEC047/document.

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Abstract:

La démarche de conception et de sûreté du réacteur ASTRID, démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium, implique la modélisation de scénarios d’accidents graves qui font intervenir une fusion du cœur du réacteur. L’objectif de la thèse, en soutien à cette modélisation, est de contribuer à l’identification des processus susceptibles de faire bifurquer un scénario d’accident grave. Deux phases d’un scénario sont traitées pour cela. Tout d’abord, le début d’une séquence de perte de débit primaire non protégée est analysé à l’aide d’un critère analytique développé pendant la th

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Leloire, Maëva. "Utilisation de matériaux poreux de type Metal-Organic Framework (MOF) pour l’adsorption de molécules gazeuses (I2, RuO4) dans le contexte d’un accident de réacteur nucléaire." Electronic Thesis or Diss., Université de Lille (2018-2021), 2021. http://www.theses.fr/2021LILUR009.

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Abstract:

Les isotopes radiotoxiques de l'iode et du ruthénium, tels que 129I, 131I, 103Ru et 106Ru, sont produits en quantité significative durant la fission nucléaire. Après un accident de réacteur nucléaire, ces éléments peuvent être rapidement disséminés dans l’environnement, sous la forme d’espèces gazeuses très volatiles comme l'iode moléculaire (I2) ou le tétraoxyde de ruthénium (RuO4). Afin de limiter la dispersion de ces produits de fission en cas d’accident, des filtres composés de matériaux poreux (zéolites ou charbon actifs) peuvent être employés. Cependant, de tels solides poreux présentent

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Mabrouk, Ahmed. "Developpements d'outils d'aide au diagnostic en contexte incertain." Electronic Thesis or Diss., Paris 6, 2016. http://www.theses.fr/2016PA066449.

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Abstract:

Le diagnostic des scénarios d'accidents nucléaires graves représente un enjeu majeur pour la sûreté nucléaire et la gestion de crise. Le problème est complexe à cause de la complexité des phénomènes physiques et chimiques sous-jacents des accidents graves, la difficulté de la compréhension des différentes corrélations entre ces derniers, et de surcroît la rareté des base de données descriptives. Ainsi, ce travail de thèse vise à proposer un outil dédié à la modélisation et au diagnostic des scénarios d'accident à base de réseaux bayésiens. L'usage des réseaux bayésiens reposera sur l'apprentis

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Gerardin, Jonathan. "Évaluation du transfert radiatif dans le coeur d'un Réacteur à Eau Pressurisée (REP) lors de la phase de renoyage d'un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP)." Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0145/document.

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Abstract:

On développe une méthode de résolution du transfert radiatif au sein d'un milieu vapeur-gouttelettes entouré de parois chaudes, en vue d'un couplage avec une résolution de l'écoulement à l'échelle de la CFD. Le domaine d'application considéré est l'étude du refroidissement du coeur d'une centrale nucléaire suite à un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). Le problème du transfert radiatif se découpe en deux sous-problèmes, l'un concernant l'évaluation des propriétés radiatives du milieu et le second la résolution du transfert radiatif. Les propriétés radiatives ont été calculées ave

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Delipei, Gregory. "Développement d'une méthodologie de Quantification d'Incertitudes pour une analyse Mutli-Physique Best Estimate et application sur un Accident d’Éjection de Grappe dans un Réacteur à Eau Pressurisée." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLX078/document.

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Abstract:

Durant les dernières décennies, l’évolution de la puissance de calcul a conduit au développement de codes de simulation en physique des réacteurs de plus en plus prédictifs pour la modélisation du comportement d’un réacteur nucléaire en situation de fonctionnement normal et accidentel. Un cadre d’analyse d’incertitudes cohérent avec l’utilisation de modélisations Best Estimate (BE) a été développé. On parle d’approche Best Estimate Plus Uncertain-ties (BEPU) et cette approche donne lieu `a de nombreux travaux de R&D à l’international en simulation numérique. Dans cette thèse, on étudie la

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Morfin, Franck. "Combustion catalytique de l'hydrogène comme parade au rique de déflagration dans l'enceinte de confinement d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave : étude de l'empoisonnement des catalyseurs en atmosphère représentative." Lyon 1, 2000. http://www.theses.fr/2000LYO10116.

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Le, Gall Claire. "Contribution à l'étude du relâchement des produits de fission hors de combustibles nucléaires en situation d'accident grave : effet de la pO2 sur la spéciation du Cs, Mo et Ba." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAY053/document.

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Abstract:

Comprendre les mécanismes de spéciation des Produits de Fission (PF) dans le combustible nucléaire est un enjeu majeur pour pouvoir estimer précisément le terme source d’un accident grave. Parmi les nombreux PF créés, certains sont très réactifs et peuvent avoir un impact radiologique important en cas de relâchement dans l’atmosphère. C’est notamment le cas du césium (Cs), du molybdène (Mo) et du baryum (Ba). C’est dans ce contexte que s’inscrit le travail de thèse qui propose d’apporter des données expérimentales sur l’effet du potentiel oxygène sur la spéciation du Cs, du Mo et du Ba dans de

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Javouhey, E. "Enfants victimes de l'insécurité routière : épidémiologie des traumatismes et séquelles." Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2007. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00544001.

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Abstract:

Cette recherche avait pour objectif de mieux connaître l'épidémiologie des traumatismes par accident de la route chez l'enfant. Pour cela, des analyses ont été réalisées à partir des données d'une grande qualité : le Registre du Rhône. Les incidences de traumatismes routiers chez les enfants ont été calculées. La localisation et la nature des lésions ont été finement décrites, en fonction du type d'usager de la route. Le deuxième objectif était d'identifier des facteurs de risque de traumatisme sévère et de séquelles. Les handicaps secondaires aux traumatismes routiers ont été étudiés à partir

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Nandan, Shambhavi. "Modélisation de la dissolution d'une phase solide (UO2-ZrO2-Zr) par une phase liquide (Fe) par une approche macroscopique diphasique." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0663.

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Abstract:

En ce qui concerne la sûreté des centrales nucléaires en cas d'accident nucléaire grave, l'un des principaux défis associés est la rétention du combustible nucléaire en fusion et des composants internes du réacteur, appelés corium, au sein du réacteur sous pression (RPV). L'une des façons de refroidir le corium dans le RPV est de refroidir le récipient de l'extérieur. Cette stratégie est appelée rétention en navire (RVI). Dans le cas de la stratégie de rétention en cuve (RVI), il est prévu que la piscine de corium soit entourée d'une croûte d'oxyde, qui sera en contact avec de l'acier fondu du

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Duplat, Françoise. "Refroidissement et dispersion du corium lors de sa chute dans l'eau pendant un accident sévère de réacteur nucléaire à eau pressurisée : description des interactions mécaniques et thermiques en écoulement triphasique lors de la dispersion de sphères solides froides ou chaudes dans un bain liquide." Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0106.

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Abstract:

Dans le cadre des etudes de surete nucleaire sur les interactions corium - eau, nous considerons la phase de refroidissement et de dispersion des fragments de corium dans un bain liquide. Devant la complexite des ecoulements rencontres et le couplage des interactions mecaniques et thermiques, la validation des modeles et la prediction de l'evolution du systeme etudie passe par l'utilisation d'un logiciel de calcul de thermohydraulique (mc3d). Une etude bibliographique montre que l'approche classique de la modelisation des ecoulements a trois phases repose sur l'adaptation des lois constitutive

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Haurais, Florian. "Evaluate the contribution of the fuel cladding oxidation process on the hydrogen production from the reflooding during a potential severe accident in a nuclear reactor." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLS375/document.

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Abstract:

En centrales nucléaires, un accident grave est une séquence très peu probable d’événements durant laquelle des composants du réacteur sont significativement endommagés, par interactions chimiques et/ou fusion, à cause de très hautes températures. Cela peut mener à des rejets radiotoxiques dans l’enceinte et à une entrée d’air dans le réacteur. Dans ce contexte, ce travail de thèse mené chez EDF R&D visait à modéliser la détérioration du gainage combustible, en alliages de zirconium, en conditions accidentelles : haute température et soit vapeur soit mélange air-vapeur. L’objectif final éta

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