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Dissertations / Theses on the topic 'Accident grave nucléaire'

Author: Grafiati

Published: 4 June 2021

Last updated: 19 February 2022

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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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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Journeau, Christophe. "L'étalement du Corium : Hydrodynamique, Rhéologie et Solidification d'un Bain d'Oxydes à Haute Température." Phd thesis, Université d'Orléans, 2006. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00343671.

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Abstract:

Dans le cas hypothétique d'un accident grave de réacteur nucléaire, le coeur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s'étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes ? comme cela s'est produit à Tchernobyl? ou dans un récupérateur dédié à cet effet ? comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l'étude expérimentale de l'étalement du corium, en particulier à l'aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l'oxyde d'uranium appauvri) réalisées sur

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Cardon, Clément. "Modélisation de la diffusion multi-composants dans un bain de corium diphasique oxyde-métal par une méthode d'interface diffuse." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLX096/document.

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Abstract:

Ce travail de thèse porte sur la modélisation de la cinétique de stratification des phases liquides oxyde et métallique dans un bain de corium (système U-O-Zr-acier) du point de vue de la diffusion multi-composants et multiphasique. Cette démarche de recherche s’inscrit dans le cadre du développement d’une modélisation « fine » du comportement d’un bain de corium basée sur une approche CFD (« Computational Fluid Dynamics ») de la thermo-hydraulique. Elle vise à améliorer la compréhension des phénomènes mis en jeu et construire des lois de fermetures adéquates pour des modèles macroscopiques in

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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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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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Roki, Fatima-Zahra. "ETUDE DE LA CINETIQUE ET DE LA THERMODYNAMIQUE DES SYSTEMES REACTIONNELS (X-I-O-H) PAR SPECTROMETRIE DE MASSE HAUTE TEMPERATURE." Phd thesis, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00367690.

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Abstract:

La spectrométrie de masse haute température a été utilisée pour analyser les vapeurs simulant la réaction entre l'iode et les produits de fissions issus d'un accident grave de réacteur nucléaire à eau pressurisée. Deux voies principales ont été explorées, -(i) l'analyse thermodynamique des processus de vaporisation de CsOH, CsI et des mélanges CsI-CsOH. - (ii) la conception d'un réacteur spécifique pour l'analyse de la cinétique de recombinaison d'atomes pour former des molécules stables. La présente étude a confirmé l'existence de la molécule mixte Cs2IOH(g). Les pressions de vapeurs CsOH(g),

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