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Dissertations / Theses on the topic 'Réacteur à eau sous pression (REP)'
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Verdier, Aude. "Évaluation de la sous-criticité lors des opérations de chargement d'un réacteur nucléaire REP." Lyon 1, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/04/82/18/PDF/tel-00009682.pdf.
Full textAbstract:
Lors du chargement d'un REP, une erreur de positionnement d'assemblages peut diminuer significativement l'écart à la criticité. L'incident de DAMPIERRE 4-18 a démontré que la surveillance nucléaire actuelle, basée sur les variations du taux de comptage au niveau de détecteurs ex-core, ne permettait pas de garantir la détection d'une telle erreur. La possibilité d'y parvenir par une analyse plus fine des signaux disponibles a donc été examinée. Les méthodes de bruit neutronique ont particulièrement retenu notre attention. La partie expérimentale de ce travail a été consacrée à leur application à un réacteur de recherche. Malheureusement, il se révèle impossible de les appliquer à l'instrumentation des REP. Différentes positions des détecteurs ont alors été explorées via des calculs de transport Monte Carlo donnant accès à la provenance des neutrons. Les résultats montrent que la technologie actuelle ne permet pas d'envisager une solution neutronique pour surveiller le chargement
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Agoudjil, Naguib. "Condensation en présence d'incondensables : application au refroidissement d'enceinte REP." Aix-Marseille 2, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX22109.
Full textAbstract:
Ce travail presente l'etude de la condensation en presence de gaz non-condensables, et plus precisement pour des concentrations elevees de ces gaz, situation que l'on rencontre dans l'enceinte d'un reacteur rep apres accident. L'objectif de ce travail est de repondre a la question suivante : peut-on evacuer la puissance residuelle d'un rep a l'aide d'une batterie de condenseurs placee a l'interieur de l'enceinte. La premiere partie de cette etude est consacree a une revue bibliographique de l'etat actuel de l'avancement des recherches concernant la condensation de la vapeur pure ou en presence de gaz incondensables, pour une plaque plane ou un tube horizontal, ainsi que le comportement d'un condenseur. La seconde partie presente la modelisation de la condensation dans le cas de deux geometries classiques : la plaque plane verticale et le tube horizontal. La resolution des equations se fait par la methode runge-kutta pour le film liquide et par une methode aux differences finies (patankar) pour le melange gazeux. C'est le logiciel tubco. La modelisation d'un condenseur est ensuite presentee, c'est le logiciel tubex. Le condenseur est considere comme un milieu poreux, et c'est par une methode aux differences finies que la resolution des equations est faite. La troisieme partie traite de l'installation experimentale : grilles d'essais, instrumentation, precisions des mesures. Enfin, la quatrieme partie s'interesse aux resultats experimentaux et la comparaison calculs/experiences. Il en decoule que le logiciel tubex decrit de maniere assez precise le comportement d'un condenseur en presence d'incondensables, ce qui permet de dimensionner la batterie de condenseurs necessaire a l'evacuation la puissance residuelle d'un rep.
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Bodini, Laurent. "Préconditionnement des valeurs de référence des réacteurs à eau pressurisée REP 900 MW." Lille 1, 1998. https://pepite-depot.univ-lille.fr/LIBRE/Th_Num/1998/50376-1998-417.pdf.
Full textAbstract:
Etant donnes un systeme complexe, un regulateur multivariable et une consigne connue a l'avance, il s'agit de preconditionner les valeurs de reference des variables commandees du systeme afin de diminuer la sollicitation des actionneurs tout en maintenant les variables commandees dans des domaines garantissant la surete du systeme. Le systeme a la base de cette etude est une centrale electrique nucleaire de type rep 900 cp2. Un modele qualitatif de la centrale est realise afin de determiner les processus importants devant etre modelises dans le modele numerique de la centrale. Une des difficultes de ce probleme est d'eviter de compenser le regulateur par les variables de reference. Pour eviter cet ecueil, on fait, au moment de la conception des valeurs des references des variables commandees, l'hypothese que le regulateur donne pour l'etude est un regulateur parfait (les references des variables commandees sont atteintes). Parmi les variables commandees, une (la concentration en bore du circuit primaire) fait l'objet d'une regulation particuliere puisqu'elle n'est pas prise en compte par le regulateur donne, les autres sont determinees a partir d'un modele tres simple de la centrale. A l'aide du modele numerique, on ameliore les resultats obtenus par optimisation d'un critere qui prend en compte la sollicitation des actionneurs, le respect des domaines d'evolution des variables commandees et la non-compensation du regulateur. Par rapport aux references actuellement en place dans les centrales appliquees au regulateur multivariable, les references optimisees donnent de bons resultats.
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Aniel-Buchheit, Sylvie Catherine. "Contribution aux études de faisabilité de réacteurs à eau sous pression (REP) 100% MOX." Grenoble INPG, 1995. http://www.theses.fr/1995INPG0137.
Full textAbstract:
L'exploitation d'un parc electronucleaire francais conduit a la production de plutonium. Ce dernier fait l'objet d'un recyclage partiel dans certains reacteurs a eau pressurisee (rep) 900 mwe sous forme de combustible mox (mixed-oxide). Un recyclage total (cur charge a 100% de combustible mox) permettrait de s'affranchir de tout probleme d'interface entre les deux combustibles de nature differente que sont le mox et l'oxyde d'uranium, et aurait donc, entre autres, l'avantage de relacher les criteres de conception actuels des crayons de combustible mox. Les differences observees au niveau des caracteristiques neutroniques de l'uranium et du plutonium, soulignees dans cette these, necessitent d'evaluer l'impact d'une substitution du combustible d'oxyde d'uranium standard par un combustible mox sur la surete des reacteurs utilises pour un tel recyclage. L'utilisation de combustibles mox dans les rep conduit a etudier en tout premier lieu l'evolution de reactivite du cur lors de la vidange du moderateur et lors des accidents de refroidissement. L'etude de la vidange globale du cur montre que seuls les combustibles plutonium dont la composition isotopique est tres degradee ne peuvent concilier une utilisation dans un rep 900 mwe (avec les gestions actuelles) avec un effet en reactivite de la vidange globale du cur negatif. Lors d'un accident de refroidissement, la redivergence eventuelle d'un cur 100% mox controle a l'aide de 57 grappes (constituees de barres de b#4c enrichi a 90% en b#1#0 entoure d'un gainage en hafnium), depend du vecteur isotopique du plutonium utilise. La vidange globale du cur et l'accident de refroidissement ne presentent donc pas, moyennant les amenagements mentionnes ci dessus, d'obstacles majeurs a la faisabilite d'un reacteur rep 100% mox
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Rahlfs, Stephan. "Validation physique du nouveau code de cellule européen ECCO pour le calcul des coefficients de réactivité des réacteurs REP et RNR." Aix-Marseille 1, 1995. http://www.theses.fr/1995AIX11018.
Full textAbstract:
Le formulaire jef2/ecco/eranos dont ecco fait partie est developpe depuis le milieu des annees 1980 dans une collaboration europeenne. Les codes de cellule de l'ancienne generation ont des defauts provenant des algorithmes de calcul et de leurs approximations physiques. A l'origine concu pour les reacteurs rapides, la conception d'ecco a permis d'entendre sa validite aux reacteurs a eau grace aux developpements effectues recemment. Les developpements des methodes de calcul de cette these concernant surtout deux parties: le calcul de l'autoprotection a l'aide de la methode de sous-groupes dans une geometrie heterogene avec prise en compte de la temperature reelle de chacune des regions et le calcul du flux avec prise en compte explicite du choc anisotrope et de l'effet streaming des fuites. La verification globale des resultats physiques d'ecco et du schema de calcul jef2/ecco/eranos est realisee par la participation a plusieurs benchmarks et par le calcul des experiences, comme l'experience doppler de demarrage de superphenix ou l'experience de la vidange sodium dans le reacteur de recherche masurca du cen cadarache
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Bellefleur, Alexandre. "Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)." Phd thesis, Toulouse 3, 2012. http://thesesups.ups-tlse.fr/1767/.
Full textAbstract:
L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détailA better understanding of the behavior of the corrosion products at operating conditions of PWR is required. This study aims to collect new thermodynamic data on the species composing the corrosion products. The experimental work, described in this paper, focuses on the study of two solid phases: nickel oxide NiO and nickel ferrite NiFe2O4. Dissolution rate of nickel oxide has been measured to 130 °C in acidic conditions (pH 3 to 5). A kinetic model has been used to describe the measured dissolution rates. This calculation allowed us to determine the real activation energy of the dissolution reaction of nickel oxide which is equal to 56,5 ± 3,7 kJ. Mol-1. The dissolution rates of nickel oxide are slow and as a consequence, only a limited amount of nickel oxide can be dissolved during reactor shutdown. Solubility of a stoichiometric nickel ferrite, experimentally synthesized, has been measured from 100 to 200 °C in acidic conditions with a hydrogen electrode concentration cell. The results show a non-congruent dissolution of nickel ferrite with an iron excess. The speciation of soluble iron and nickel was studied based on the available thermodynamic data at high temperature and the measured concentrations were compared with the equilibrium constants with the MULTEQ code. The solubility of nickel ferrite in a reducing acidic solution is reasonably well described by the available thermodynamic data. A new high temperature solubility measurement cell was designed and built. This paper describes in detail the design of the cell and the first tests that have been conducted
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Bellefleur, Alexandre. "Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)." Phd thesis, Université Paul Sabatier - Toulouse III, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00767055.
Full textAbstract:
L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détail.
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Richebois, Edwige. "Calculs de coeur REP en transport 3D." Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11039.
Full textAbstract:
Ce travail a pour but de definir un schema avance de calcul de cur pour lequel les methodes de calcul sont basees sur l'equation du transport. Ce schema peut apporter des ameliorations sur la qualite du calcul des reacteurs, dans les zones du cur a fort gradient de flux, dans celles ou l'anisotropie du choc est associee a des problemes de frontiere (interface cur-reflecteur) et dans celles presentant des heterogeneites tres fortes (barreaux absorbants). L'etablissement de ce schema en transport a necessite le developpement d'une nouvelle methode de calcul des constantes de reflecteur, les methodes usuelles etant adaptees aux calculs de cur en diffusion a deux groupes et ne pouvant etre extrapolees aux calculs de transport. Nous presentons dans cette these une nouvelle modelisation du reflecteur utilisable quels que soient le nombre de groupes et l'operateur. Les resultats des calculs de cur utilisant les constantes de reflecteur obtenues par cette nouvelle methode font l'objet d'une premiere qualification sur le reacteur de puissance d'edf saint-laurent b1 recyclant du plutonium. Nous avons mis en evidence les apports d'un schema de calcul de cur en transport 3d par rapport a la diffusion ; on note des effets significatifs et des gains potentiels interessants sur le calcul des efficacites de barres. Les resultats obtenus sur un cycle particulier seront a confirmer par une analyse systematique. Nous pouvons desormais effectuer des calculs de cur de reacteur de puissance en transport multigroupe et envisager de traiter des situations difficiles telles que la vidange, la rtv cette methode est actuellement validee sur d'autres paliers rep, des reacteurs d'autres filieres ou experimentaux.
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Savoie, Marylène. "Influence de la localisation de la déformation sur la corrosion sous contrainte de l'acier inoxydable austénitique A-286 en milieu primaire des REP." Saint-Etienne, EMSE, 2007. http://www.theses.fr/2007EMSE0003.
Full textAbstract:
La corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation (IASCC) est un phénomène qui affecte les aciers inoxydables austénitiques des structures internes de cuves des réacteurs nucléaires. Ces aciers irradiés présentent une déformation très hétérogène et localisée dans des bandes de déformation pouvant contribuer à l’IASCC. L’objectif de cette étude est de déterminer l’influence de la localisation de la déformation sur la CSC des aciers inoxydables austénitiques en milieu primaire des REP. Nous proposons une démarche originale qui consiste (i) à effectuer des essais de fatigue oligocyclique sur l’acier inoxydable austénitique A-286 durci par la précipitation de la phase ’ Ni3(Ti,Al) afin de cisailler et de dissoudre les précipités dans des bandes de glissement intense, conduisant ainsi à une localisation de la déformation puis (ii) à déterminer l’influence des bandes de déformation localisée dépourvues de ’ sur la CSC de l’A-286 au moyen d’essais comparatifs de traction lente réalisés sur deux échantillons de même limite d’élasticité, contenant et ne contenant pas de bandes de déformation localisée. Les résultats montrent que la localisation de la déformation augmente significativement la susceptibilité à la CSC de l’A-286 en milieu primaire des REP à 320 et 360°C. D’autre part, l’A-286 est un acier inoxydable austénitique à durcissement structural utilisé dans les réacteurs nucléaires. Le second objectif de cette étude est de renseigner sur l’effet de la microstructure sur la fissuration par CSC de l’A-286 en milieu REP. Nous montrons qu’il existe une forte corrélation entre la limite d’élasticité et la susceptibilité à la CSC de l’A-286 en milieu primaire des REP à 320 et 360°CIrradiation-assisted stress corrosion cracking (IASCC) of austenitic stainless steels is known to be a critical issue for structural components of nuclear reactor cores. The deformation of irradiated austenitic stainless steels is extremely heterogeneous and localized in deformation bands that may play a significant role in IASCC. In this study, an original approach is proposed to determine the influence of localized deformation on austenitic stainless steels SCC in simulated PWR primary water. The approach consists in (i) performing low cycle fatigue tests on austenitic stainless steel A-286 strengthened by ’ precipitates Ni3(Ti,Al) in order to shear and dissolve the precipitates in intense slip bands, leading to a localization of the deformation within and in (ii) assessing the influence of these ’-free localized deformation bands on A-286 SCC by means of comparative CERT tests performed on specimens with similar yield strength, containing or not ’-free localized deformation bands. Results show that strain localization significantly promotes A-286 SCC in simulated PWR primary water at 320 and 360°C. Moreover, A-286 is a precipitation-hardening austenitic stainless steel used for applications in light water reactors. The second objective of this work is to gain insights into the influence of heat treatment and metallurgical structure on A-286 SCC susceptibility in PWR primary water. The results obtained demonstrate a strong correlation between yield strength and SCC susceptibility of A-286 in PWR primary water at 320 and 360°C
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Cachon, Lionel. "Etude tribologique de revêtements durs sans cobalt destinés aux organes d'isolement du circuit primaire des REP." Bordeaux 1, 1995. http://www.theses.fr/1995BOR10618.
Full textAbstract:
La réduction de la contamination du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée est une préoccupation constante de l'industrie nucléaire. Une part importante de cette contamination provient du stellite, alliage base cobalt, utilisé comme revêtement dur dans les vannes de barrage du circuit primaire. L'objectif de cette étude est de qualifier des revêtements sans cobalt pour la substitution du stellite. Les revêtements étudiés peuvent être classés en trois catégories : les revêtements fins à base de chrome carbone déposés par PVD, les revêtements semi-épais déposés par détonation canon et constitués de 65% à 95% de CR3C2 et/ou WC liés par une matrice nickel chrome et enfin les revêtements épais déposés par PTA et constitués de 10% à 30% de TIC ou de NBC dans les matrices d'INCONEL 625 ou de NITRONIC 60. Ces revêtements ont été caractérisés en corrosion, en chocs thermiques et en frottement. La sollicitation la plus contraignante étant le frottement, La tribologie à constitué la majeure partie de ce travail. Deux bancs d'essais ont permis de tester ces revêtements : l'un, un tribomètre Pions/Barreau a permis de tester la tenue des revêtements et l'autre, simulant le fonctionnement d'une vanne à opercule dans les conditions de fonctionnement de pression et de température du circuit primaire des REP (160 BAR et 350C) a permis une qualification des revêtements dans les conditions réelles. A l'issus de ces essais, seuls les revêtements semi-épais offrent des nuances pouvant concurrencer les stellites
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Roche, Stéphane. "Modélisation simplifiée de l'écoulement radial d'un mélange de matériaux fondus à travers des crayons combustibles dans un coeur REP." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11058.
Full textAbstract:
Dans le cadre des etudes sur les accidents graves rep tel celui qui s'est produit a three mile island unit-2 (tmi-2), le cur du reacteur constitue essentiellement de crayons combustibles se met a chauffer puis a fondre. Durant la phase initiale de degradation du cur, un melange fondu (essentiellement de l'uo#2 et du zro#2) qui constitue le corium se met a couler le long des crayons, puis se bloque a un certain niveau dans le cur. Le corium s'etale alors radialement vers la peripherie du cur. Un modele simplifie a ete elabore pour etudier le phenomene de solidification du corium durant sa propagation transverse entre les crayons combustibles. Le corium s'etale sur un support plan horizontal constitue, soit par une croute de corium solide, soit par une grille d'assemblage. Le modele resout numeriquement l'equation de bilan energetique interfacial et l'equation de la chaleur en regime transitoire monodimensionnel avec presence de termes de convection et de termes source (puissance residuelle). Le modele est valide avec le code marcus developpe a l'iusti. Ce code permet de simuler numeriquement des ecoulements anisothermes par la methode des elements finis. L'objectif du modele simplifie est d'etre integre dans des logiciels de calcul de scenarios d'accidents graves comme icare 2
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Auder, Benjamin. "Classification et modélisation de sorties fonctionnelles de codes de calcul : application aux calculs thermo-hydrauliques accidentels dans les réacteurs à eau pressurisés (REP)." Paris 6, 2011. http://www.theses.fr/2011PA066066.
Full textAbstract:
Compte-tenu de la complexité des systèmes industriels actuels et des progrès en calcul scientifique, les codes utilisés pour modéliser des phénomènes physiques en ingénierie nucléaire sont souvent coûteux en temps. Il est cependant nécessaire de réaliser des analyses statistiques sur certains événements, et ces analyses demandent de multiples applications du code pour être précises. C'est pourquoi le temps de simulation doit être réduit, en modélisant le code de calcul par une fonction de coût CPU négligeable. Cette modélisation s'effectue sur la base d'un échantillon de quelques centaines de résultats de calculs physiques. Ce travail s'inscrit dans le cadre relativement peu étudié des codes de calcul à réponses fonctionnelles 1D. Ces dernières modélisent l'évolution de paramètres physiques dans le temps, pour un état initial. Différents types d'évolution peuvent se dégager ; c'est pourquoi les (entrées-)sorties sont d'abord divisées en K groupes, une méthode basée sur l'erreur de classification supervisée permettant de sélectionner ce dernier nombre automatiquement. Afin de contourner la difficulté liée aux réponses fonctionnelles, l'idée principale consiste à représenter ces dernières en dimension réduite pour effectuer la régression dans le cadre vectoriel. Pour cela nous proposons une alternative non linéaire à la décomposition sur une base, accompagnée de sa justification théorique. Nous montrons que l'application ainsi construite permet d'approximer une large classe de codes, et est complémentaire de l'approche classique (utilisant une base de fonctions) sur les jeux de données CEA.
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Klenov, Pavel. "Validation expérimentale des schémas de calcul relatifs aux absorbants et poisons consommables dans les REP." Aix-Marseille 1, 1995. http://www.theses.fr/1995AIX11041.
Full textAbstract:
Ce travail a permis de contribuer a la qualification du nouveau formulaire rep fonde sur l'utilisation du code apollo-2 et des donnees nucleaires jef2. 2 et de traiter de facon correcte les problemes lies a de fortes heterogeneites comme des absorbants. Une grande partie de travail consiste dans l'analyse et l'interpretation des resultats experimentaux et par consequent dans la definition des incertitudes de calcul associees. Le caractere analytique des experiences effectuees a permis une qualification complete des calculs relatifs aux absorbants pour une large gamme de reseaux allant de l'uo#2 standard au combustible mox pour les differents spectres correspondants au recyclage du plutonium dans les rep actuels. De nombreuses etudes parametriques sur les reseaux homogenes ont permis de mettre en uvre un schema de calcul de reference qui ameliore les resultats par rapport au schema standard sur les parametres neutroniques d'un cur. A l'aide de ce nouveau schema de calcul les differentes experiences dans le reseau uo#2 contenant des grappes d'absorbants ont ete interpretees. Application de ce schema pour l'interpretation des experiences dans le reseau mox a devoile ses certaines faiblesses pour representer correctement la nappe de puissance en presence des fortes heterogeneites telles que des grappes noires. Differentes etudes parametriques orientees sur chaque etape de notre schema de calcul ont permis la comprehension et l'explication des phenomenes. Ces etudes ont permis d'optimiser le schema de calcul base sur la theorie du transport sn en approximations nodales qui ameliore nettement les resultats par rapport au schema de calcul precedent et permet d'avoir l'efficacite des differentes grappes absorbantes avec la bonne precision (a mieux que 1. 5%) et la nappe de distribution de puissance conforme a l'experience avec les ecarts calcul/experience se trouvant dans la marge des incertitudes experimentales
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Ṭāha, ʿUṯmān. "Commande automatique robustesse du générateur de vapeur REP." Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 1993. http://www.theses.fr/1993INPL1280.
Full textAbstract:
Le générateur de vapeur est un élément essentiel pour le fonctionnement des centrales nucléaires à réacteur à eau pressurisée. La régulation du niveau d'eau de ces générateurs pose beaucoup de problèmes à basse charge: 30% des arrêts d'urgences constatées sont imputables à la régulation du niveau d'eau. Il faut souligner que le générateur de vapeur est un système à déphasage non minimal, fortement non linéaire et difficile à identifier étant donné qu'on ne peut l'isoler du reste de la centrale. Les mesures du débit vapeur sortant du générateur deviennent de mauvaise qualité à faible charge, ce qui dégrade le terme d'anticipation. Ces aspects de grande variabilité, combinés a la mauvaise qualité des mesures, rendent la commande PID actuelle peu efficace et nécessité la reprise en manuel de la régulation lors des démarrages ou des fonctionnements aux basses charges. Le but de cette recherche est de proposer un régulateur robuste tenant compte des difficultés de réglage, et de l'environnement défavorable aux faibles charges. Les commandes GPC (generalized predictive control), LQG et LQG/LTR (loop transfert recovery) sont envisagées
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Vermorel, Fabien. "Étude de la corrosion-érosion des aciers au carbone en milieu réducteur : application aux générateurs de vapeur des centrales REP." Lyon 1, 2000. http://www.theses.fr/2000LYO10299.
Full textAbstract:
Une révision récente des spécifications chimiques de l'eau du circuit secondaire des centrales nucléaires à réacteurs à eau pressurisée (REP) autorise l'augmentation de la concentration d'hydrazine afin de se prémunir de la corrosion sous contrainte des alliages de nickel constituant le faisceau tubulaire des générateurs de vapeur (GV). Cette étude vise à examiner l'influence d'un tel environnement réducteur sur le comportement des composants internes des générateurs de vapeur. La première partie de ce travail est consacrée à une étude bibliographique de la corrosion de ces matériaux accélérée par l'écoulement (phénomène dit de corrosion-érosion) et des propriétés physico-chimique de l'hydrazine dans le contexte considéré. Plusieurs tests ont été réalisés en boucle d'essai dans les conditions thermohydrauliques et chimiques proches de celles existantes dans le générateur de vapeur, en vue d'examiner l'influence de l'hydrazine sur la vitesse de corrosion-érosion et sur les potentiels électrochimiques. Les résultats montrent une évolution particulière de la vitesse de corrosion-érosion en fonction de la concentration en hydrazine (courbe en "cloche"). Afin d'interpréter les variations de comportement observées, les couches d'oxydes formées au cours des essais de corrosion ont été analysées et caractérisées au moyen de différentes techniques complémentaires (DRX, MEB, SDL, LEEIXS, AFM, CEMS, SIE). Une couche de magnétite d'épaisseur quasiment constante a été mise en évidence. Les variations de la topographie de surface et de la porosité de l'oxyde ont été reliées à l'influence de l'hydrazine sue la solubilité de l'oxyde. Un mécanisme de la corrosion-érosion dans les milieux réducteurs est alors proposé. Il permet d'interpréter les principaux résultats expérimentaux de ce travail. Enfin, le modèle associé à ce processus est appliqué pour prédire les cinétiques de dégradation des internes des générateurs de vapeur et pour définir le conditionnement chimique de l'eau du circuit secondaire des centrales REP le plus favorable vis-à-vis de la corrosion-érosion.
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Maisonneuve, Marc. "Effet de transitoires oxygénés sur l'oxydation et la corrosion sous contrainte d'un acier inoxydable 316L écroui en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression." Thesis, Université Paris sciences et lettres, 2020. https://pastel.archives-ouvertes.fr/tel-02612528.
Full textAbstract:
Le retour d’expérience sur les réacteurs à eau sous pression (REP) fait état de cas de corrosion sous contrainte (CSC), sur des composants en acier inoxydable écroui du circuit primaire de ces réacteurs. Le milieu primaire des REP est usuellement désaéré et hydrogéné. Des transitoires de fonctionnement nécessitent des appoints en eau au circuit primaire à partir de réservoirs dont le fluide est, pour certains exploitants, aéré, pour d’autres désaéré et contrôlé. Ces opérations peuvent induire des transitoires oxygénés qui peuvent constituer un facteur aggravant de la CSC des aciers inoxydables. Dans ce contexte, l’objectif de cette thèse est de déterminer l’effet de l’oxygène dissous, en milieu primaire REP, sur l’oxydation et la CSC d’un acier inoxydable 316L écroui. Pour cela, des essais d’oxydation et de CSC ont été réalisés en milieu primaire nominal (hydrogéné et désaéré), en milieu primaire aéré de façon permanente, et en milieu primaire avec transitoires oxygénés. La présence d’oxygène dissous dans le milieu modifie la nature et la composition des couches d’oxyde de surface des aciers inoxydables. Ainsi, la couche interne, compacte et riche en chrome en milieu nominal, est dépourvue de chrome et fortement poreuse dans les deux autres milieux, à l’exception d’un film mince (10 à 30 nm d’épaisseur) situé à l’interface métal/oxyde. De plus, des pénétrations intergranulaires d’oxyde, susceptibles de constituer des précurseurs pour la fissuration par CSC, sont observées en milieu nominal, sans et avec transitoires oxygénés, mais pas en milieu aéré. A l’issue des essais de CSC, des fissures intergranulaires de profondeur micrométrique ont été obtenues dans les trois milieux. Toutefois, la densité et la profondeur des fissures sont nettement plus élevées en milieu nominal, avec et sans transitoires oxygénés, qu’en milieu aéré. Ces différences semblent cohérentes avec l’absence de pénétrations intergranulaires d’oxyde en milieu aéré. De plus, avec transitoires oxygénés, les oxydes observés sur les flancs et en pointe de fissure de CSC ont une morphologie différente de ceux formés en milieu nominal, ce qui suggère que les transitoires oxygénés peuvent avoir un effet sur la sensibilité à la CSC. Ces résultats ont permis de proposer des scénarios pour l’amorçage de fissures intergranulaires de CSC, pour les trois milieux d’intérêt de cette étudeOperational feedback on the primary circuit of Pressurized Water Reactors (PWR) shows cases of stress corrosion cracking (SCC) affecting cold-worked stainless steel components. Some working steps require water from auxiliary reservoirs to be added to the primary water. Depending on the operator, this water can be either aerated, or deaerated and monitored. These aerated transients may have a detrimental effect on the SCC susceptibility of stainless steels. In this context, the aim of this work is to study the influence of dissolved oxygen on the oxidation and SCC susceptibility of a cold-worked 316L stainless steel in PWR primary water. For this purpose, oxidation and SCC tests were performed in PWR primary water with nominal (hydrogenated and deaerated), fully aerated, and aerated transients conditions. Dissolved oxygen was found to have a significant impact on the oxidation processes of stainless steels. In particular, the inner surface oxide layer is chromium-rich and dense in nominal conditions, while it is chromium depleted and porous in the two other environments, with the exception of a thin oxide film (10 to 30 nm thick) located at the oxide/alloy interface. Moreover, intergranular oxide penetrations, which can be considered as precursors for SCC initiation, were observed in nominal and aerated transients conditions, but not in fully-aerated ones. Intergranular and micrometric SCC cracks were observed after the SCC tests, in all three environments. A detailed quantification showed that they are more numerous and significantly longer and deeper in nominal conditions, and with aerated transients, compared to the fully-aerated ones. This difference seems coherent with the absence of intergranular oxide penetrations in fully-aerated conditions. Moreover, with aerated transients, oxides at the crack flanks and tip can either have a different morphology than in nominal conditions, suggesting that aerated transients may have an effect on SCC susceptibility. Based on these results, scenarios were proposed for intergranular SCC cracks initiation, in the three environments of this study
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Stern, Anthony. "Comportements métallurgique et mécanique des matériaux de gainage du combustible REP oxydes à haute température." Paris, ENMP, 2007. http://www.theses.fr/2007ENMP1506.
Full textAbstract:
Les alliages de zirconium ont été choisis pour la fabrication des gaines de combustible des REP. Etant données les conditions sévères d’utilisation de ces matériaux, il est indispensable de les qualifier afin de respecter les critères de sûreté en vigueur. Il s’agit d’étudier la tenue mécanique de ces matériaux dans les conditions nominales, mais aussi en conditions accidentelles. Lors de certains scenarii accidentels hypothétiques, la gaine peut subir une incursion à haute température (HT) en atmosphère de vapeur d’eau, puis un refroidissement et une trempe à l’eau. L’oxydation accélérée de la gaine qui s’ensuit et les évolutions métallurgiques associées conduisent à une dégradation des propriétés mécaniques résiduelles qu’il faut évaluer. C’est à partir de cette problématique que le sujet d’étude a été défini. Du fait de la diffusion importante de l’oxygène dans le substrat pendant l’oxydation HT, les tubes de gaine se caractérisent par la présence de différentes phases dans l’épaisseur aux caractéristiques mécaniques bien différentes. Afin de rendre compte du comportement mécanique résiduel de ces objets « multi-couches », le travail de thèse a consisté à obtenir des échantillons représentatifs des différentes phases du matériau « réel ». Nous avons alors étudié la transformation de phases au refroidissement dont nous avons proposé un mécanisme phénoménologique. Puis, les mêmes matériaux ont fait l’objet de caractérisations mécaniques à différentes températures et teneurs en oxygène. Cette caractérisation mécanique nous a servi à initier des calculs par éléments finis pour retranscrire le comportement de la gaine lors d’essais de compression d’anneauxZirconium alloys are used as cladding materials in PWR. As they are submitted to very extreme conditions, it is necessary to check their behaviour and especially to make sure they meet the safety criteria. They are therefore studied under typical in service-loadings but also under accidental loadings. In one of these accidental scenarios, the cladding temperature may increase above 800°C, in a steam environment, and decrease before a final quench of the cladding. During this temperature transient, the cladding is heavily oxidised, and the metallurgical changes leads to a decrease of the post quench mechanical properties. It is then necessary to correlate this drop in residual ductility to the metallurgical evolutions. This is the problem we want to address in this study. As oxygen goes massively into the metallic part - a zirconia layer grows at the same time – during the high temperature oxidation, the claddings tubes microstructure shows three different phases with various mechanical properties. In order to reproduce the behaviour of this multi-layered material, the first part of this study consisted in creating samples with different oxygen contents, similar to those observed in the different phases of the real cladding. The study was especially focused on the phase transformation upon cooling. A mechanism was proposed to describe this phase transformation. Then, these materials were mechanically tested at various temperatures and for various mean oxygen contents. It was thus possible to start some preliminary finite element calculations to describe the cladding behaviour under the standard technological ring compression test
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Flambard, Julie. "Effets des étapes d'un redémarrage de réacteur à eau sous pression sur l'oxydation et le relâchement des produit de corrosion des tubes de générateur de vapeur en alliage 690." Thesis, Toulouse, INPT, 2020. http://www.theses.fr/2020INPT0045.
Full textAbstract:
Les tubes de générateurs de vapeur des réacteurs à eau sous pression sont constitués d’alliages à base de nickel. La surface d’échange associée à ces tubes représente environ 75% du circuit primaire. En s’oxydant au contact du milieu primaire, des produits de corrosion sont relâchés dans le circuit. Les phénomènes de relâchement des produits de corrosion et leurs activations dans le coeur du réacteur, sous flux neutronique, sont majoritairement responsables de la contamination radioactive du circuit primaire. La limitation de ce phénomène constitue un des enjeux industriels majeurs permettant de réduire la dosimétrie du personnel de maintenance intervenant dans le bâtiment réacteur des centrales nucléaires. Le contrôle et la modélisation d’un tel processus impliquent une compréhension détaillée des cinétiques de relâchement et des couches d’oxydes formées. Le relâchement et la formation de la couche d’oxyde se formant à la surface interne des tubes, en alliage 690, sont fortement influencés par les paramètres matériaux du tube, ainsi que par les conditions physico-chimiques du milieu primaire. L'objectif de cette étude est d'étudier l’influence de l’évolution des conditions thermiques et chimiques du fluide primaire lors des phases transitoires d’un redémarrage de réacteur après le remplacement du générateur de vapeur sur le comportement au relâchement et sur la formation des oxydes/hydroxydes en peau interne des tubes. En effet, la grande majorité des études ont été menées dans les conditions de fonctionnement pleine puissance d’un réacteur. Ce travail a pour but d’être le plus représentatif possible des conditions industrielles, pour cela l’étude est réalisée sur un tube industriel dans les conditions caractéristiques d‘un redémarrage de réacteur dans une boucle d’essai expérimentale. La caractérisation fine de la surface interne du tube est effectuée avant et après oxydation à l’aide de plusieurs techniques (profilométrie, Raman, MEB-EDS, MEB-EBSD, MEB-FIB, MET, ToFSIMS). La couche d’oxyde natif est constituée d’une très fine couche (1-2 nm) de matrice oxydée, sans enrichissement particulier. Au cours du redémarrage, l’étape la plus critique vis-à-vis du relâchement s’est révélée être le passage de 170°C à 297°C. En effet, la majorité du métal est relâchée dans le fluide au cours de cette étape. De plus, des essais isothermes, dans la gamme 25-325°C, ont démontrés que le relâchement le plus important se situe autour de 250°C. Jusqu’à 170°C, une fine couche d’oxyde de chrome amorphe est formée par la dissolution sélective du fer et du nickel. Lors de la montée en température, cette couche d’oxyde de chrome n’est pas suffisamment stable pour être protectrice et les phénomènes de diffusion s’activent. A 325°C, l’oxyde ne présente pas d’enrichissement particulier et correspond à une couche de métal oxydé, un équilibre s’établit et la vitesse de relâchement atteint un régime pseudo-stationnaireSteam generator tubes in pressurized water reactors are made of nickel-based alloys. The exchange surface of these tubes represents nearly 75% of the primary circuit. Due to oxidation in primary environment, corrosion products are released into the circuit. The phenomenon of release of corrosion products and their activations in the core of reactor, after neutron flux exposure, are mainly responsible for radioactive contamination of the primary circuit. The limitation of this phenomenon represents one of the major industrial issues to reduce the radiation exposure of maintenance personnel during shutdown. The controlling and modelling of such phenomenon requires a detailed understanding of release kinetics and oxide layers formed. The release and the oxide film formation, on the internal surface of 690 alloy tubes, are strongly impacted by the materials parameters of the tube, as well as by the physico-chemical conditions of the primary water. The objective of this work is to study the impact of thermal and chemical conditions during transient phases of the reactor restart after the replacement of steam generator on the release and on the formation of oxides/hydroxides. Usually, tubes are tested under conditions of nominal primary chemistry at constant high temperature. To be as representative as possible of industrial conditions, this study is carried out on an industrial tube under the conditions characteristic of a reactor restart in an experimental test loop. Fine characterizations of the internal surface of the tube are performed before and after oxidation using several techniques as profilometry, Raman, SEM-EDS, SEM-EBSD, SEM-FIB, TEM, ToF-SIMS. The native oxide layer is formed of a very thin layer (1-2 nm) of oxidized matrix, without specific enrichment. During the restart, the most critical step for the release phenomenon is revealed from 170 ° C to 297 ° C. In fact, the majority of the metal is released into the fluid during this step. In addition, isothermal tests, between 25 °C and 325 °C, have shown that the most significant release is around 250 ° C. Up to 170 ° C, a thin layer of amorphous chromium oxide is formed by selective dissolution of iron and nickel. When the temperature rises, this chromium oxide layer is not stable enough to be protective and the diffusion phenomena are activated. At 325 ° C, the oxide does not exhibit any particular enrichment and corresponds to oxidized metal layer, an equilibrium is established and the rate of release reaches a pseudo-stationary regime
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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.
Full textAbstract:
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 avec la théorie de Mie pour les gouttelettes et le modèle C-k pour la vapeur d'eau. On obtient un milieu absorbant, diffusant anisotrope, émissif, non gris et non homogène. De plus, compte tenu de la grande gamme possible des propriétés de l'écoulement (diamètre et concentration des gouttelettes, température et pression de la vapeur), le milieu peut être optiquement fin ou optiquement épais. Il faut donc une méthode de résolution du transfert radiatif efficace pour toutes les conditions observées dans un APRP et ayant un temps de calcul raisonnable en vue du couplage avec les autres modes de transferts. La méthode IDA, dérivée de l'approximation P1, a été choisie. Son niveau de précision a été validé sur des cas tests académiques et une expérimentation. Des simulations en condition APRP ont ensuite été effectuées, permettant d'évaluer les flux rayonnés et confirmant que le transfert radiatif n'est pas négligeable dans cet accidentWe developped a method of resolution of radiative transfer inside a medium of vapor-droplets surrounded by hot walls, in order to couple it with a simulation of the flow at the CFD scale. The scope is the study of the cooling of the core of nuclear reactor following a Loss Of Coolant Accident (LOCA). The problem of radiative transfer can be cut into two sub problems, one concerning the evaluation of the radiative properties of the medium and a second concerning the solution of the radiative transfer equation. The radiative properties of the droplets have been computed with the use of the Mie Theory and those of the vapor have been computed with a Ck model. The medium made of vapor and droplets is an absorbing, anisotropically scattering, emissive, non grey, non homogeneous medium. Hence, owing to the possible variations of the flow properties (diameter and volumetric fraction of the droplets, temperature and pressure of the vapor), the medium can be optically thin or thick. Consequently, a method is required which solves the radiative transfer accurately, with a moderate calculation time for all of these prerequisites. The IDA has been chosen, derived from the well-known P1-approximation. Its accuracy has been checked on academical cases found in the literature and by comparison with experimental data. Simulations of LOCA flows have been conducted taking account of the radiative transfer, evaluating the radiative fluxes and showing that radiative transfer influence cannot be neglected
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Jaiswal, Vaibhav. "Obtention théorique et expérimentale des lois de diffusion thermique de l’eau légère." Thesis, Lille 1, 2018. http://www.theses.fr/2018LIL1R036/document.
Full textAbstract:
Une bonne connaissance des sections efficaces de l'eau légère est importante, car l'eau est le modérateur le plus employé dans les réacteurs à eau pressurisée (REP), qui fonctionnent à des températures et des pressions avoisinant 550 K et 150 bar. Les sections efficaces neutroniques dans le domaine d'énergie thermique dépendent de la structure et de la dynamique du matériau diffusant, décrites par des lois de diffusion thermiques (TSL). Les évaluations des TSL existantes n’ont pas été validées aux hautes températures et pressions, et doivent être revues. Pour produire de nouvelles TSL, des mesures de la diffusion inélastique des neutrons sur l'eau ont été effectuées à l'Institut Laue-Langevin (ILL), à l'aide de deux spectromètres IN4c et IN6. Afin de compléter ces mesures, des simulations de dynamique moléculaire (MD) ont été réalisées en s'appuyant sur deux modèles classiques d'interaction moléculaire, le modèle non polarisable TIP4P/2005f et le modèle polarisable TCPE. Les spectres de fréquence à différentes pressions et températures obtenus grâce aux mesures de temps de vol et aux simulations MD ont été exploités pour développer de nouvelles TSL. Les performances de ces nouvelles bibliothèques ont été testées sur une série de mesures de sections efficaces différentielles, double-différentielles et totales disponibles dans la littérature. Des benchmarks critiques (ICSBEP benchmarks) ont également été utilisés. Les résultats de ces études permettent une meilleure compréhension de l'impact de la température et de la pression sur les TSL dans les applications liées à l'exploitation des REPPrecise knowledge of light water thermal scattering cross section is important as it is the most widely used moderator in pressurized water reactors (PWRs) which operate at temperature around 550 K and pressure around 150 bar. In the thermal neutron energy region, the cross sections are governed by the structure and dynamics of the scattering material described by thermal scattering law (TSL). There is a need for reviewing the existing TSL evaluations and consequently performing new experiments, to develop new TSL evaluations valid for a large range of temperature and pressure conditions. To generate new TSL for light water, inelastic neutron scattering measurements were carried out at two time-of-flight (TOF) spectrometers, namely the IN4c and IN6, at the Institut Laue-Langevin (ILL), Grenoble, France. A corresponding set of molecular dynamics (MD) simulations were performed to complement the experimental data using two classical interaction models for water namely, a flexible non-polarizable TIP4P/2005f and a rigid polarizable TCPE model. Frequency spectra obtained from both TOF experiment and MD simulations at different temperatures and pressures have been analyzed and new TSL evaluations have been developed. The performance of the newly developed TSL evaluations were tested on a series of differential, double differential and total cross section measurements available in the literature. For further verification and validation of the new TSL data, critical benchmarks available in the ICSBEP Handbook, sensitive to TSL have been used. The outcome of this study leads to a better interpretation of the impact of temperature and pressure on TSL in PWR applications
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Durif, Charlotte. "Elaboration de membranes non-oxydes de type SiBC pour la maîtrise de la contamination dans les réacteurs à eau pressurisée." Thesis, Montpellier, 2017. http://www.theses.fr/2017MONTT179/document.
Full textAbstract:
Ce travail de thèse a porté sur le développement de membranes céramiques pour la filtration de colloïdes issus de la corrosion dans le circuit primaire des REP. La voie des polymères précéramiques a été mise en œuvre par la synthèse d’un polyborocarbosilane (PBC) à partir d’allylhydridopolycarbosilane conduisant à une céramique de type SiBC. Des billes de PMMA mono disperses d’une taille de 1,5 et 0,3 µm ont été préparées pour servir d’agent porogène pour créer une porosité contrôlée. Des objets micro-cellulaires 3D de forme circulaire ont été élaborés par pressage uni-axial avec ajout de billes de PMMA commercial pour servir de support macroporeux. Une étude de cristallinité à haute température (> 1000 °C) a été réalisée, montrant son influence sur la stabilité du matériau. La couche sélective a été préparée par dip-coating à partir de différentes formulations de barbotine contenant du PBC et les billes de PMMA élaborées. La stabilité physico-chimique des supports micro-cellulaires a été étudiée grâce à des essais de vieillissement en micro-autoclave en milieu primaire simulé. La résistance à la filtration a été testée grâce à un essai sur un dispositif de filtration connecté à un moyen d’essai de laboratoire permettant de simuler les conditions des REPThis work has been focused on the development of ceramic membranes for the filtration of colloids resulting from corrosion in the primary loop of PWR. SiBC ceramics were synthesized by the preceramic polymers route from a polyborocarbosilane (PBC) obtained from allylhydridopolycarbosilane. Single-dispersed PMMA beads with a size of 1.5 and 0.3 μm were prepared to be used as a porogen agent to lead to a controlled porosity of the selective layer. 3D micro-cellular objects with a circular shape were developed by uni-axial pressing with the addition of commercial PMMA beads to serve as a macroporous support. A crystallinity study at high temperature (> 1000 ° C) was carried out showing its influence on the stability of the material. The selective layer was prepared by dip-coating from various slurry formulations containing PBC and the prepared PMMA beads. The chemical and physical stability of the microcellular supports was studied by ageing tests in a simulated primary water chemistry. The filtration resistance was tested by means of tests on a filtration device connected to a laboratory loop which simulates the conditions of the PWRs
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Million-Picallion, Lisa. "Interactions magnétite-Al(III)-silice dans les conditions physico-chimiques des générateurs de vapeur des centrales nucléaires « REP »." Toulouse 3, 2014. http://www.theses.fr/2014TOU30246.
Full textAbstract:
Dans le circuit secondaire des réacteurs nucléaires à eau sous pression, les interactions entre la magnétite et les impuretés contenues dans l’eau entraînent la formation et la consolidation de dépôts sur la plaque à tubes dans le fond des générateurs de vapeur (GV). Ces dépôts, appelés « boues dures », peuvent conduire à la déformation des pieds de tubes des GV qui favorisent la corrosion sous contrainte et ainsi portent atteinte au bon fonctionnement des générateurs de vapeur. Les retours d’analyse des boues dures extraites de centrales françaises et internationales ont permis d’identifier les principales espèces, à savoir la magnétite, l’aluminium et le silicium, à l’origine de la formation et de la consolidation des boues dures. Cette étude a pour objectif de mettre en évidence les types d’interactions entre ces espèces qui induisent la formation de boues dures dans les conditions physico-chimiques représentatives des GV. Pour cela, la réalisation d’un montage expérimental construit autour d’un autoclave a permis de reproduire les conditions physico-chimiques proches des générateurs de vapeur (solution diluée, 275°C, pH basique et milieu réducteur). La cinétique de décomposition thermique de l’hydrazine, utilisée pour éliminer l’oxygène résiduel du circuit secondaire et imposer un Eh réducteur, a été étudiée afin de mettre au point une injection en continu et ainsi travailler dans un milieu chimique stationnaire. Les valeurs de pH et de potentiel redox à 275°C ont été mesurés in-situ par potentiométrie haute température dans deux milieux chimiques nominaux appliqués en centrale, le milieu éthanolamine haut pH et le milieu morpholine bas pH. Afin de comprendre les processus impliqués dans la formation de boues dures, des expériences ont été réalisées pour simuler l’interaction entre les impuretés dissoutes (aluminium et/ou silicium) et la magnétite. L’aluminium est l’élément le plus réactif, son comportement est influencé par sa faible solubilité mais également par le pH du milieu. Par contre, les conditions physico-chimiques des zones des boues dures, impactées par la présence d’oxydes et d’espèces fortement concentrées, peuvent être très différentes du milieu nominal. En se basant sur les compositions des boues dures extraites des centrales, un second type d’expérience a été mené en faisant interagir les espèces principales sous forme d’oxydes (magnétite, alumine et silice) dans un milieu chimique non contrôlé. Ces essais ont permis d’obtenir des morceaux consolidés par la présence d’aluminosilicate (kaolinite) et d’hydroxyde d’aluminium (boehmite). La formation de phases secondaires est capable d’influencer le pH et donc la réactivité des espèces en présenceIn the secondary circuit of Pressurized Water Reactors (PWR), interactions between magnetite and impurities lead to formation of hard deposits at the bottom of steam generator (SG). These deposits, called hard sludge, are able to deform SG tubes, causing enhanced Stress Corrosion Cracking (SCC). Analysis of sludge pile deposits from plants has shown that the main constituents are magnetite, aluminum and silicon. The aim of this study is to determine what kinds of interactions between these species are able to form hard sludge in physicochemical SG conditions. In order to reproduce SG conditions (i. E. , aqueous medium at 275°C, basic pH and reductive potential), a dedicated experimental system based on hydrothermal reactor has been set up. The kinetics of thermal decomposition of hydrazine, injected in the secondary circuit to eliminate oxygen, was estimated in order to work in chemically steady-state medium. The continuous in situ pH and Eh monitoring was performed with high temperature probes. In this way, pH and Eh of two chemical conditionings (ethanolamine high pH and morpholine low pH) were established at 275°C. In order to investigate the process of hard sludge formation, the interaction between magnetite and aqueous impurities (aluminum and/or silica) were simulated in dedicated experiments. Aluminum is the most reactive element, both its solubility and the pH value of the medium control its behavior. Conversely, in flow-restricted areas, physicochemical conditions (temperature, pH, Eh) are impacted by oxides and high concentrations of impurities and differ from those present in SG bulk. On the basis of the hard sludge compositions found in plants, a second type of experiment has been implemented which considers the interaction between the main species in terms of oxides (magnetite, aluminum and silicon) in an uncontrolled medium. These tests have led to the generation of hardened aggregates resulting from the production of kaolinite and boehmite. Formation of secondary phases acts upon the pH medium and modifies the chemical activity of the interacting species
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Leka, Gjergji. "Étude de l'accident d'éjection de grappe dans un REP 900 MWe recyclant du plutonium en pilotage mode gris." Paris 11, 1989. http://www.theses.fr/1989PA112265.
Full textAbstract:
L'ensemble des travaux présentés dans cette étude est lié à l’accident d'éjection de grappe de contrôle dans un REP 900 MWe recyclant du plutonium et fonctionnant en mode gris. Cet accident, considéré de classe IV dans le rapport de sûreté, provient de la rupture de l'enceinte de pression du mécanisme de grappe. Il a pour conséquence l'introduction rapide d'une réactivité, dans le cœur qui provoque un transitoire violent de puissance où la tenue du combustible peut être mise en cause. Deux aspects importants constituent le cadre particulier dans lequel cette étude a été effectuée : le recyclage du plutonium dans les REP 900 MWe et leur fonctionnement en mode gris. Ils sont à la base des difficultés principales rencontrées dans cette étude. Notre objectif était donc d'évaluer qualitativement et quantitativement l'évolution des paramètres physiques pendant l'accident de façon à trouver le ou les scénarios les plus sévères et à pouvoir ainsi estimer la gravité des conséquences. Nous avons traité le problème en deux étapes : tout d'abord, examen de tous les scénarios possibles à l'aide d'un schéma de calcul 2D+1D+OD de façon à trouver ceux susceptibles d'être les plus pénalisants ; puis constitution d'un schéma de calcul précis composé de calculs 3D statiques, de cinétique neutronique et de thermique pour examiner les scénarios retenus dans la première étape.
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Guillemin, Perrine. "Recherche de la haute conversion en cycle thorium dans les réacteurs CANDU et REP : Développement des méthodes de simulation associées et étude de scénarios symbiotiques." Grenoble INPG, 2009. http://www.theses.fr/2009INPG0176.
Full textAbstract:
Ce travail explore la compétitivité des réacteurs actuels (CANDU et REP) en cycle thorium afin de pallier au problème d'utilisation des ressources naturelles en uranium et aux problèmes de disponibilité et de coût des réacteurs de quatrième génération dans le cadre d'un nucléaire durable. Ce travail s'est focalisé sur l'analyse neutronique de deux types de gestion du combustible thorium : la production d'233U à partir de combustible Th/Pu et la conversion d'233U dans ces réacteurs. En particulier, la régénération en CANDU Th/U multirecyclé a été établie. En amont de ces études, les outils et les données utilisés ont fait l'objet d'une validation par une comparaison entre codes (stochastique et déterministe). Des scénarios symbiotiques, combinant réacteurs et combustibles uranium et thorium, ont été évalués et comparés. Ce travail a abouti à la quantification des gains sur la consommation des ressources, avec des modifications technologiques mineures des réacteurs. Des modifications plus poussées pour obtenir la régénération en REP ont été proposées et étudiées à titre préliminaireIn the frame of a sustainable nuclear energy, this study assesses Thorium-fueled CANDU and PWR competitiveness to reduce access difficulties to cheap uranium resources and Gen. IV cost and availability problems. It focuses on neutronic analysis of two thorium fuel management options : 233U production from Th/Pu fuels and 233U conversion in these reactors. In particular, breeding in multirecycled Th/U CANDU has been established. Before this work, simulation methods and nuclear data have been validated by cross-checking two different types of codes (probabilistic and deterministic). Symbiotic scenarios, with various reactor and fuel combinations have been evaluated and compared. Resources savings have been quantified through core slight modifications. Deeper modifications towards breeding in PWR have been proposed and preliminarily studied
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Moeglen, Magali. "Modification de la réactivité de surface d'un alliage base nickel afin de limiter le relâchement du nickel en milieu primaire des réacteurs à eau pressurisée." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI099/document.
Full textAbstract:
Les générateurs de vapeur des réacteurs à eau pressurisée (REP) sont constitués d'alliage à base nickel. La surface d'échange associée représente environ 75 % de l'aire totale du circuit primaire. Sous l'effet de la corrosion généralisée, des cations nickel sont relâchés dans l'eau de ce circuit. Lorsque ces cations sont exposés au flux neutronique du coeur du réacteur, ils sont activés en éléments radioactifs (58Co). La circulation puis l'incorporation de ces produits de corrosion radioactifs sur les parois du circuit primaire posent alors problème lors des interventions humaines durant les opérations de maintenance.Le but de l'étude présentée ici est de créer par traitement thermomécanique une couche d'oxyde protectrice qui limite fortement le relâchement des cations nickel. L'influence de paramètres tels que la composition de l'atmosphère gazeuse lors du traitement thermique et l'état de surface initial de l'alliage considéré (laminage et rugosité de surface) a été étudiée. Les résultats présentés sont obtenus sur un alliage 690 oxydé à 700 °C sous deux atmosphères gazeuses de pressions partielles en oxygène (P(O2)) différentes.L'étude des cinétiques d'oxydation par analyse thermogravimétrique (ATG), met en avant une cinétique parabolique peu dépendante de la P(O2). Un laminage de 20 % n'affecte pas la cinétique d'oxydation alors qu'un laminage de 40 % et une rugosité de surface plus forte sont responsables d'une prise de masse plus importante. Un marquage à l'or permet de déterminer que la croissance de la couche est majoritairement cationique. L'aspect général de la surface des échantillons oxydés observé par microscopie électronique à balayage (MEB) est similaire quelle que soit la P(O2) : une couche d'oxyde continue d'aspect nanostructuré riche en chrome avec oxydation préférentielle du chrome le long des joints de grains de l'alliage sous-jacent. La spectroscopie de photoélectrons-X (XPS), la spectrométrie à décharge luminescente (SDL) et la diffraction des rayons-X (DRX) mettent en évidence la croissance d'une couche de chromine (Cr2O3) et la présence à l'interface gaz/oxyde de cristallites avec une cristallographie de type spinelle. Pour une faible P(O2) (de 1.10 -6 bar à 5.10 -6 bar) cette partie externe est riche en manganèse (MnCr2O4) alors que des cristallites riches en manganèse, chrome, nickel et en fer viennent s'intégrer dans cette configuration lors d'oxydations sous une P(O2) plus élevée (0,2 bar). L'ensemble des résultats obtenus permet de proposer des conditions de prétraitement sur l'alliage 690. Des échantillons ainsi traités sont testés en milieu primaire simulé et leur relâchement en nickel montre une nette baisse par rapport à des échantillons non traités thermiquementSteam generator tubes in pressurized water reactors (PWR) are made of nickel based alloy and represent nearly 75 % of the primary coolant loop surface. Due to generalized corrosion phenomena, nickel cations are released in the primary loop water. After neutron flux exposure in the reactor core, nickel cations can turn into radioactive products, such as 58Co. If carried through the circuit, these radioactive products precipitate and contaminate the loop, making maintenance more difficult.The present study goal is to form a very protective scale on the Alloy 690 surface by a pre-oxidation treatment performed at 700 °C. The impact of different parameters such as oxygen partial pressures of the gaz used during high temperature oxidation (low P(O2)=10 -6 bar or high P(O2)=0.2 bar) and the initial surface state of the sample (cold-worked or surface roughness) is studied. To minimize nickel cation release, the scale obtained must be continuous, homogeneous, rich in chromium and nickel free. The oxidation kinetics, studied using thermogravimetric analysis (TGA), show the existence of parabolic law independent of P(O2). The sample's surface aspect, observed using scanning electron microscopy (SEM), is similar for all P(O2). Top views show a preferential chromium oxidation along the grain boundaries and the formation of a chromium rich oxide scale, confirmed by X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) and glow discharge optical emission spectrometry (GDOES); cross sectional views of the material exhibit holes beneath the oxide corresponding with the alloy's grain boundaries. The latter observation and an inert marking test with gold plots suggest a cationic growth of the oxide scale. X-ray diffraction (XRD) indicates the presence of chromia (Cr2O3) for low and high P(O2). For low P(O2), a Mn and Cr spinel is observed near the outer surface. For higher P(O2), a similar spinel layer is made up of Ni, Fe, Mn and Cr.Pretreatment conditions set to be applied on alloy 690 can be proposed thanks to the data collected. Samples, pretreated that way, are tested in simulated primary medium water and their nickel release is clearly cropping compared to non-thermaly-treated samples
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Poulain, Thibault. "Fatigue oligocyclique d'un acier inoxydable austénitique 304L : influence de l'état de surface et de signaux de chargement en milieu eau primaire REP." Thesis, Chasseneuil-du-Poitou, Ecole nationale supérieure de mécanique et d'aérotechnique, 2015. http://www.theses.fr/2015ESMA0011/document.
Full textAbstract:
Le dimensionnement en fatigue des composants de centrales nucléaires prend en compte l’influence de nombreux paramètres tels que l’état de surface, les effets d’échelle, la variabilité du matériau, … Afin d’optimiser ce dimensionnement, il est nécessaire de comprendre le rôle joué par ces différents facteurs et d’identifier leurs interactions potentielles avec le milieu eau primaire REP (Réacteur à Eau Pressurisée). Dans cette étude, l’influence de l’environnement sur un acier inoxydable austénitique 304L en fatigue oligocyclique, mise en évidence par des essais conduits sous vide, dans l’air et en milieu eau primaire REP, est analysée en fonction de l’état de surface initial (état poli ou meulé) et de la nature du signal de chargement considéré (signaux triangulaires à différentes vitesses de déformation ou signaux complexes représentatifs de chocs thermiques successifs rencontrés en service). Une diminution de la durée de vie et l’accélération de l’endommagement provoquées par le milieu eau primaire REP ont été constatées quels que soient l’état de surface ou le signal de chargement considérés. L’influence néfaste de l’état de surface meulé sur les durées de vie en fatigue est mise en évidence puis expliquée par des essais interrompus à l’aide d’analyses qualitatives et quantitatives de l’endommagement. L’importance de la géométrie des fissures est révélée par des observations fractographiques et sa prise en compte au sein de lois de propagation permet d’expliquer la réduction de durée de vie liée à l’état de surface meulé. Enfin, l’influence dela forme du signal sur le comportement cyclique, l’endommagement du matériau et les durées de vie est détaillée. L’influence du positionnement des parties à faible vitesse de déformation au sein des cycles de chargement complexes est analysée en prenant en compte le temps d’exposition des fissures à l’environnementThe fatigue design of Pressurized Water Reactor (PWR) components takes into account many parameters suchas the surface finish, the scale effects, the material variability, etc. To optimise this design, it is necessary tounderstand the role of those parameters and to identify their possible interactions with PWR waterenvironment.This work is focused on the low cycle fatigue behaviour of a 304L austenitic stainless steel in threeenvironments, namely vacuum, air and PWR water, through fatigue lifetimes, cracking mechanisms and crackgrowth characterisations. In addition, the roles of both surface finish (polished or ground) and load signal form(triangular signals with different strain rates or complex signals representative of successive thermal shocks)were investigated.The PWR water environment causes a fatigue life reduction and a crack propagation rate enhancement,regardless of surface finish or load signal shape. The deleterious effect of ground surface finish observed onfatigue life is explained by means of interrupted tests through qualitative and quantitative damage analysis. Theimportance of the crack geometry is revealed by fractographic characterisations and its integration inpropagation laws is used to account for fatigue life reductions induced by ground surface finish. Finally thesignal shape effects on cyclic behaviour, damage kinetics and fatigue life are discussed. The influence of theposition of the low strain rate parts within a complex cycle is analysed taking into account the time of crackexposure to the environment
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Lelong, Franck. "Expérimentation, modélisation et simulation de l'impact de gouttes d'eau sur le gainage gonflé des assemblages d'un coeur de REP en situation d'ARP." Thesis, Nancy 1, 2010. http://www.theses.fr/2010NAN10102/document.
Full textAbstract:
Au cours d’un transitoire d’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP), la vaporisation de l’eau dans la cuve d’un réacteur nucléaire conduit à l’assèchement et à l’augmentation de la température des crayons de combustible, à leur gonflement thermomécanique et à la rupture des gaines de ces crayons remplies de matériaux combustibles fragmentés. Ce gonflement peut être à l’origine d’un bouchage significatif d’une partie du coeur et compromettre ainsi son refroidissement lors de la phase de renoyage où l’eau injectée via les systèmes de sécurité pénètre dans le bas du coeur. Lors de cette phase de renoyage, la vaporisation importante de l’eau produit un fort débit de vapeur qui arrache et entraîne des gouttelettes dans les zones bouchées. L’enjeu de cette thèse est d’évaluer les capacités de refroidissement des crayons ballonnés par l’impact des gouttes d’eau. Pour ce faire, une étude expérimentale est réalisée au LEMTA de Nancy, afin de mesurer le flux de refroidissement d’un train de gouttes impactant une paroi chaude. L’influence des caractéristiques dynamiques des gouttes sur le flux échangé entre la goutte et la paroi est expérimentalement étudiée. Ces essais ont permis la réalisation d’une base de donnée permettant de valider un modèle de flux goutte/paroi Ce modèle d’échange goutte/paroi est réalisé à partir d’une modélisation des paramètres clefs gouvernant l’échange, à savoir, le diamètre d’étalement de la goutte sur la paroi, l’épaisseur de la couche de vapeur créée sous la goutte et le temps de séjour de la goutte sur la paroi. Ce modèle, validé expérimentalement, est intégré dans le code NEPTUNE_CFD dans le but de réaliser des simulations de refroidissement d’un assemblage de crayon, en phase de renoyage, en prenant en compte l’effet des gouttes impactantesIn a pressurized water reactor (PWR), during a Loss Of Coolant Accident (LOCA), liquid water evaporates and the fuel assemblies are not cooled anymore; as a consequence, the temperature rises to such an extent that some parts of the fuel assemblies can be deformed resulting in ’ballooned regions’. When reflooding occurs, the cooling of these partially blocked parts of the fuel assemblies will depend on the coolant flow that is a mixture of overheated vapour and undersaturated droplets. The aim of this thesis is to study the heat transfer between droplets and hot walls of the fuel rods. In this purpose, an experimental device has been designed in accordance with droplets and wall features (droplet velocity and diameter, wall temperature) representative of LOCA conditions. The cooling of a hot Nickel disk, previously heated by induction, is cooled down by a stream of monodispersed droplet. The rear face temperature profiles are measured by infrared thermography. Then, the estimation of wall heat flux is performed by an inverse conduction technique from these infrared images. The effect of droplet dynamical properties (diameter, velocity …) on the heat flux is studied. These experimental datas allow us to validate an analytical model of heat exchange between droplet and hot slab. This model is based on combined dynamical and thermal considerations. On the one hand, the droplet dynamics is considered through a spring analogy in order to evaluate the evolution of droplet features such as the spreading diameter when the droplet is squeezed over the hot surface. On the other hand, thermal parameters, such as the thickness of the vapour cushion beneath the droplet, are determined from an energy balance. In the short term, this model will be integrated in a CFD code (named NEPTUNE_CFD) to simulate the cooling of a reactor core during a LOCA, taking into account the droplet/wall heat exchange
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Muller, Florian. "Etude hydraulique et statistique d'écoulements métastables en faisceaux d'assemblage REP." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0588/document.
Full textAbstract:
L'analyse des écoulements au sein des faisceaux d'assemblages constitue un volet important des études des réacteurs à eau pressurisée. Une mauvaise répartition thermique au sein de ces écoulements peut conduire à une crise d'ébullition nuisible à la sûreté du réacteur. De nombreuses études ont montré l'existence de phénomènes de réorganisation de structures aux grandes échelles dans ces écoulements. Cette thèse vise à améliorer notre compréhension de ces phénomènes, l'objectif étant de développer des modélisations aux petits échelles adaptées. Un travail bibliographique a mis en évidence les difficultés rencontrées par les simulations pour reproduire ces phénomènes, ainsi que de nombreux questionnements concernant leur caractère physique. Des simulations 3D ont été réalisées et ont permis d'identifier deux mécanismes de réorganisation pour les structures aux grandes échelles : un changement de signe de la vitesse transverse entre les crayons ou du tourbillon dans un sous-canal. Il est apparu qu'il semblait pertinent d'adopter l'hypothèse de Taylor pour considérer que les grandes structures 3D évoluaient comme un écoulement 2D transporté. Un gros volet de la thèse a concerné la mise en œuvre d'un code basé sur une méthode statistique pour un champ 2D dans le but de déterminer les états thermodynamiquement stables dans des géométries avec obstacles. Des similarités ont été obtenues entre les structures en REP et les états stables en 2D. Des simulations 2D ont permis d'identifier deux bifurcations possibles pour l'écoulement, qui présentent un parallèle avec les mécanismes de réorganisations 3D, et permettent ainsi de poser les bases d'une explication physique du phénomèneThe analysis of fuel rod bundle flows constitute a key element of pressurized-water reactors safety studies. Indeed, an insufficient flow thermal mixing can lead to a boiling crisis, which is nefarious for the reactor safety. Numerous studies have shown the existence of reorganisation phenomena in the flow large-scale structures. This thesis work aims at improving our understanding of these phenomena, with the long-term goal of developing small-scales models suited for this type of flow. A bibliographic study has brought to light the challenges faced by simulations attempting to capture these phenomena, as well as various questions regarding their physical meaning. 3D simulations have been performed in order to study this flow ; they allowed to identify two reorganisation mechanisms for the large-scale structures consisting in a sign change for either a transverse velocity in rod-to-rod gaps or for a subchannel vortex. It appeared relevant to adopt a Taylor hypothesis in order to consider the evolution of large-scale 3D structures as transported-2D. A statistical method has then been applied to the 2D field in order to determine its thermodynamically-stable states in geometries with obstacles using the resolution of an optimization problem with a numerical calculation tool. Interesting similarities have been obtained between the PWR coherent structures and the stable states in a simplified 2D geometry. Further, 2D numerical simulations allowed to identify two different possible flow bifurcations. A parallel is drawn between these bifurcations and the two reorganizations observed in 3D simulations, laying the foundations for a physical explanation of this phenomenon
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Dario, Pieck. "Optimisation de l'utilisation du gadolinium comme poison consommable dans le combustible nucléaire : Vers un REP sans bore." Phd thesis, Aix-Marseille Université, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00951801.
Full textAbstract:
L'excès de réactivité neutronique dans les centrales nucléaires est compensé par des sys-tèmes actifs de contrôle du réacteur : acide borique et barres de contrôle. L'apport d'antiréactivité peut se faire passivement avec des poisons consommables, c'est-à-dire des absorbants de neutrons, en particulier avec du gadolinium (Gd). Dans le cadre d'une augmentation de l'enrichissement en U²³⁵ et de réduction de l'utilisation d'acide borique, cette thèse a pour objectif d'optimiser la distribution du ga-dolinium dans des céramiques d'UO₂ afin d'obtenir un apport optimisé d'antiréactivité dans un Réacteur à Eau sous Pression. Dans ce sens, le travail est orienté à trouver des nouveaux matériaux riches en gadoli-nium. Le diagramme de phase U-O-Gd a donc été exploré dans le domaine des fortes teneurs en Gd. Deux phases cubiques ont été trouvées et caractérisées : les phases C1 et C2. En vue d'une application industrielle, la phase C1 a été retenue comme candidate pour l'ajout du Gd dans les pastilles d'UO₂. La distribution optimale de cette phase C1 dans les assemblages de combustible nucléaire a été étudiée avec le code de calcul neutronique APOLLO2.8. Des études paramétriques ont été réalisées. Ces études neutroniques ont aboutit à un concept performant de pas-tille empoisonnée. Finalement, des pastilles prototype ont été fabriquées en laboratoire suivant ce concept. L'ensemble des résultats obtenus montre qu'un concept de pastille avec un dépôt super-ficiel neutrophage de phase C1 est une manière d'apporter de l'antiréactivité de manière optimisée dans le cadre de cycles longs. Ceci pourrait potentiellement être appliquée à l'échelle industrielle. Un brevet a été déposé en ce sens.
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Saikouk, Hajar. "Imagerie par microscopie acoustique haute résolution en profondeur de la surface interne d'une gaine de crayon combustible de type REP." Thesis, Montpellier, 2018. http://www.theses.fr/2018MONTS101/document.
Full textAbstract:
Les crayons combustibles au sein des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) sont constitués de pastilles de céramique (UO2 ou (U-Pu)O2) empilées dans des gaines en alliage de zirconium, le Zircaloy. Avant l'irradiation, il existe un jeu de fabrication entre les pastilles et la gaine de l'ordre d'une centaine de microns. Au cours de l'irradiation, ce jeu est rapidement réduit ou totalement rattrapé du fait des différentes déformations que subissent les pastilles et la gaine. La connaissance de la nature de ce contact pastille-gaine à chaud, nécessaire pour comprendre les phénomènes et valider les modélisations de l'évolution de l'état de l’interface en fonction du taux de combustion, est accessible aujourd’hui exclusivement à partir de mesures destructives effectuées en laboratoire de haute activité, après retour à froid des combustibles. Pour obtenir un plus grand nombre d’informations sur des zones d’intérêt étendues, ou sur un tronçon de crayon avant refabrication pour ré-irradiation en réacteur expérimental, un moyen de caractérisation non destructif de l’interface pastille-gaine est nécessaire. C'est dans ce contexte que l'Institut d'Electronique et des Systèmes UMR CNRS 5214 de l'Université de Montpellier développe, dans le cadre d'une collaboration avec le Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives, et en partenariat avec EDF et Framatome, un microscope acoustique adapté aux géométries cylindriques. Le travail mené au cours de cette thèse inclut la conception et l’adaptation d’une tête de mesure sur un banc prototype et la démonstration de la faisabilité de l’acquisition d’images haute résolution (quelques dizaines de microns) sur tubes de gaine, l’enjeu étant de conserver la focalisation sur l’ensemble des zones imagées sur un même tube de diamètre externe de l’ordre de 10 mm et de longueur de 100 à 500 mm. La difficulté à reproduire les conditions de contact pastille-gaine en laboratoire ont orienté le choix des échantillons simulants, élaborés à partir de tubes de gaine avec ou sans zircone et chargés localement de colle. Les acquisitions réalisées sur ces échantillons simulants montrent la capacité de la méthode à détecter les changements de structure de la surface interne de la gaine. La mesure est ainsi sensible à la présence d’une couche de zircone interne d’épaisseur de 10 $mu$m, et à la présence de matériau adhérent à l’intérieur du tube. Ces résultats montrent l’intérêt de poursuivre ces études, pour améliorer grâce à du traitement du signal l’interprétation des images avec pour objectif final l’adaptation de la méthode et sa qualification sur un banc sur crayon irradiéPressurized Water Reactor (PWR) fuel rods are made of ceramic pellets (UO2,(U,Pu)O2 or gadolinium fuel) assembled in a zirconium alloy cladding tube. By design, an initial gap, filled with helium, exists between these two elements. However during irradiation this gap decreases gradually, on the one hand, owing to a variation in cladding diameter, due to creepdown caused by pressure from the coolant, and, on the other hand, increased pellet diameter, due to thermal expansion, and swelling. In hot conditions, during the second or third cycle of irradiation, the pellet/cladding gap is closed. However, during the return to cooler conditions, the gap can reopen. At a high burnup (generally beyond the 3rd cycle of irradiation) an inner zirconia layer of the order of 10 to 15 $mu$m is developed by oxidation leading to a chemical bonding between the pellet and the cladding. This bonding layer may contribute to a non-reopening of the pellet-cladding gap.Currently, only destructive examinations, after cutting fuel rods, allow the visualization of this area, however, they require a preliminary preparation of the samples in a hot cell. This limits the number of tests and measurements on the fuel rods. In this context, the Institute of Electronic and Systems of Montpellier University (IES - UMR CNRS 5214), in collaboration with the Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA), Electricité de France (EDF) and Framatome, is developing a high frequency acoustic microscope adapted to the control and imaging of the pellet/cladding interface by taking into account the complexity of the structure's cladding which has a tubular form. Because the geometrical, chemical and mechanical nature of the contact interface is neither axially nor radially homogeneous, the ultrasonic system must allow the acquisition of 2D images of this interface by means of controlled displacements of the sample rod along both its axis and its circumference. The final objective of the designed acoustic microscope is to be introduced in hot cells
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Pitiot, Pascal. "Caractérisation par trajectographie tridimensionnelle du mélange dans un réacteur agité." Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 1999. http://www.theses.fr/1999INPL080N.
Full textAbstract:
Cette thèse a comme objectif de montrer l'utilité d'une 'approche lagrangienne pour la caractérisation des écoulements et du mélange, approche originale et intermédiaire entre les descriptions eulériennes très complètes et les méthodes systémiques plutôt globales. Il s'agit de filmer les déplacements d'une particule (2 mm de diamètre), traceur parfait passif du fluide, sur une durée élevée (de vingt minutes à une heure), de traiter la série d'images obtenues et de reconstituer la trajectoire tridimensionnelle. L'information spatio-temporelle obtenue est compacte et très riche. Elle est donc analysée à l'aide d'une panoplie d'outils dont la relation avec les grandeurs utilisées habituellement en mélange est plus ou moins étroite : propriétés cinématiques, homogénéité des écoulements et structures spatiale et temporelle des trajectoires. La caractérisation des trajectoires est appliquée à l'analyse d'écoulements turbulents dans l'eau (agitation par trois mobiles différents, effets de la vitesse d'agitation et de la position du mobile), des milieux visqueux newtoniens (influences respectives de la viscosité et de la vitesse d'agitation, comme l'indique la définition du nombre de Reynolds) et non-newtoniens (phénomènes de cavernes et modification de la structure des écoulements selon les conditions opératoires). Ces différentes applications mettent en évidence les aptitudes de la méthode à rendre compte des phénomènes de mélange et à distinguer plusieurs configurations d'agitation, Enfin, une étude en réacteur ouvert compare la Distribution des Temps de Séjour (DTS) obtenue avec la particule et la DTS effectuée avec un traceur chimique moléculaire. Par ailleurs, cette application trajectographique illustre la notion de Distribution des Longueurs de Trajectoires et permet de confronter celle-ci à la Distribution des Temps de SéjourThis work deals with the utility of a lagrangian approach for flows and mixing characterisation. This novel approach fills the gap between complete eulerian descriptions and global systemic methods. Using two CCD cameras, it consists in tracking over a long period (twenty minutes to one hour) the displacements of a small particle (diameter: 2 mm) that is supposed to be a perfect passive tracer of the fluid. After image analysis, the threedimensional trajectory can be reconstructed. The trajectory represents a compact but high amount of information. Thus, this information is analysed thanks to a series of tools, which are more or less linked with usual mixing parameters : velocity properties, fluid homogenization, spatial and temporal trajectories structures. This characterisation is applied to turbulent flows (three different impellers, effect of rotation speed and their vertical position), viscous newtonian fluids (influence of both viscosity and rotation speed, as proposed by the Reynolds number definition) and non-newtonian fluids (existence of cavities and modification of flows structure with operating conditions). Those applications underscore the capacities of the trajectography method to characterise mixing processes and to classify several agitation configurations. At last, through an investigation on the flow in an open reactor, the Residence Time Distribution (RTD) obtained with the particle is compared to the usual molecular RTD. Moreover, this last application of trajectography contributes to the illustration of the Trajectory Length Distribution (TLD) concept and leads to a comparison between RTD and TLD
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Pisapia, Stéphane [Jérémy]. "Etude du comportement vibratoire non-linéaire d'un assemblage combustible de réacteur à eau pressurisée." Aix-Marseille 2, 2004. http://www.theses.fr/2004AIX22021.
Full textAbstract:
Cette thèse s'inscrit dans le cadre général de la tenue au séisme des cœurs de Réacteurs à Eau Pressurisée (R. E. P. ). Son but est la caractérisation, sous différents environnements (air, eau stagnante et eau sous écoulement), du comportement vibratoire non-linéaire d'un assemblage combustible par une approche expérimentale. Le modèle retenu devra contenir peu de degrés de liberté afin de pouvoir être utilisé dans les calculs d'impacts, de file d'assemblages ou de cœur completThis study is in the scope of Pressurized Water Reactors (P. W. R. ) core response calculations in the field of seismic studies. The aim of this work is to characterize experimentally the PWR fuel assembly non-linear vibratory behavior. The model obtained must be global with a few degree of freedom in order to be integrated in the calculation of the core response to seismic excitation
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Courtin, Fanny. "Etude de l’incinération du plutonium en REP MOX sur support d’uranium enrichi avec le code de simulation dynamique du cycle CLASS." Thesis, Ecole nationale supérieure Mines-Télécom Atlantique Bretagne Pays de la Loire, 2017. http://www.theses.fr/2017IMTA0044/document.
Full textAbstract:
Les codes de simulation du cycle du combustible nucléaire sont des outils permettant d’évaluer les stratégies futures du cycle du combustible nucléaire et de comprendre la physique de ce cycle. Dans le contexte d’incertitude entourant l’évolution future du parc nucléaire français, notamment concernant le déploiement de Réacteurs à Neutrons Rapides au sodium (RNR-Na), la problématique de cette thèse est d’étudier des solutions alternatives de gestion du plutonium et des autres noyaux lourds, basées sur les Réacteurs à Eau Pressurisés (REP). Les stratégies étudiées s’appuient sur deux hypothèses. La première suppose un retard important dans le déploiement des RNR-Na, impliquant une stratégie d’attente visant à stabiliser l’inventaire en plutonium. La deuxième hypothèse suppose un abandon de la stratégie de déploiement des RNR. Dans ce cadre, une stratégie d’incinération du plutonium a été étudiée pour quantifier la capacité de réduction de l’inventaire par les REP. Le code de simulation CLASS, développé par le CNRS/IN2P3 et l’IRSN, est utilisé. Le multi-recyclage du plutonium en REP requiert un combustible dédié. Des développements ont été réalisés pour modéliser le combustible étudié, composé de MOX sur un support d'uranium enrichi. Une méthodologie innovante d’évaluation de scénarios nucléaires basée sur l’analyse globale de sensibilité a été appliquée. Cette méthode a permis d’identifier des scénarios de référence pour la stabilisation et la réduction de l’inventaire en plutonium et actinides mineurs. Des simulations du cycle détaillées ont été réalisées afin d'analyser la capacité des REP à gérer le plutonium à l’échelle du cycleNuclear fuel cycle simulation codes are used to evaluate fuel cycle future strategies and understand the nuclear fuel cycle physics. In the context of uncertainty related to the future of French nuclear fleet, especially on theSodium Fast Reactor (SFR) deployment, the present work aims to study alternative solutions for plutonium and heavy isotopes management, based on Pressurized Water Reactor (PWR). Two hypothesis have been formulated to identify strategies. First, a delay has been expected in SFR deployment which induces a stabilization of plutonium inventory before SFR integration. The second hypothesis is based on the assumption that SFR won’t be deployed in France. For this specific case, a plutonium incineration strategy has been studied to quantify the PWR plutonium inventory reduction capacity. Fuel cycle simulations are performed using the fuel cycle simulator CLASS developed by the CNRS/IN2P3 in collaboration with IRSN. Plutonium multi-reprocessing in thermal reactor requires an innovative fuel. Developments have been made to simulate a fuel composed of MOX on enriched uranium support. An innovative methodology for fuel cycle simulation evaluation, based on Global Sensitivity Analysis, has been applied. This methodology leads to reference scenarios identification for plutonium and minor actinides inventories stabilization and reduction. Fuel cycle detailed simulations have been performed to produce fuel cycle data, to analyze PWR plutonium management at the cycle scale
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Boursier, Jean-Marie. "Fissuration par corrosion sous contrainte des alliages fer-nickel-chrome en milieu primaire de réacteur à eau sous pression." Bordeaux 1, 1993. http://www.theses.fr/1993BOR10530.
Full textAbstract:
La corrosion sous contrainte en eau lithiee-boriquee (eau primaire) des tubes en alliage 600 de generateurs de vapeur des reacteurs a eau pressurisee est un probleme generique touchant l'ensemble du parc nucleaire francais et etranger. Le mecanisme de fissuration sous contrainte intergranulaire de l'alliage 600 en eau primaire n'etant pas clairement etabli, une etude du comportement en corrosion sous contrainte etait donc necessaire a la comprehension du mecanisme. Des essais a charge imposee et de traction lente ont montre que la fissuration sous contrainte comportait une phase d'amorcage, suivie d'une phase de propagation a vitesse lente et d'une phase de propagation rapide conduisant a la rupture. L'etude de l'influence des parametres mecaniques a permis de degager les points suivants: - les ecrouissages superficiel et volumique ont un role nefaste (reduction de la periode d'amorcage et augmentation des vitesses de fissuration), - la vitesse de deformation plastique est le parametre mecanique gouvernant la fissuration. L'etude complementaire du comportement en fluage a montre une augmentation de la vitesse de fluage liee a la presence du milieu, traduisant une interaction plasticite/environnement. L'evolution des differentes phases de la fissuration en fonction de la vitesse de deformation a permis d'une part de montrer que le temps d'amorcage est de nature electrochimique, que la duree des 2 phases de propagation dependait fortement de la vitesse de deformation, et d'autre part d'estimer les marges apportees par les produits de substitution
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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.
Full textAbstract:
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 developper un modele mecaniste decrivant l'evolution thermique, mecanique et chimique du lit de debris. Ce modele s'appuie sur les equations de conservation de la masse et de l'energie ainsi que sur l'equation de darcy. Les echanges thermiques par conduction entre le corium (materiaux fondus) et les debris solides ont ete pris en compte dans les equations de conservation ainsi que les echanges par conduction entre les debris et les structures (crayons, boitiers, plaques et grilles) et au sein du lit de debris entre les particules solides. L'oxydation des debris solides supposes de geometrie spherique a ete modelisee. Ce modele a ete introduit dans le code de degradation icare2 et valide sur la premiere experience mp-1 des essais melt progression realises aux laboratoires de sandia (usa)
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Verdier, Aude Chevarier Alain. "Évaluation de la sous-criticité lors des opérations de chargement d'un réacteur nucléaire REP." Villeurbanne : Université Claude Bernard, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/04/82/18/PDF/tel-00009682.pdf.
Full text
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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.
Full textAbstract:
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 organiques de la peinture, de determiner la structure de base d'un maillon de polymere, de synthetiser divers fragments pouvant simuler le polymere et enfin de tester ces modeles dans differentes conditions (variations de la temperature et de la nature du rayonnement). Ainsi, d'apres ces modeles, la retention d'iode se ferait a partir de reactions avec les amines secondaires ou tertiaires, formant des complexes de type transfert de charge. Dans certains cas, si l'amine complexee est tertiaire, des reactions d'oxydation ont ete observees. De plus, le polymere de type epoxy possedant un enchainement bisphenol presente une grande fragilite a 130\c et en presence de rayonnement gamma. Malgre les differentes reactions de degradation du polymere, cette etude a montre la difficulte d'interpreter des reactions organiques presentant de tres faibles rendements, en particulier les reactions de production d'iodures d'alkyle.
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Mansour, Carine. "Spéciation des espèces soufrées dans les générateurs de vapeur des centrales nucléaires à réacteur à eau sous pression." Phd thesis, Paris 6, 2007. http://pastel.archives-ouvertes.fr/pastel-00005107.
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Hamdani, Fethi. "Improvement of the corrosion and oxidation resistance of Ni-based alloys by optimizing the chromium content." Thesis, Lyon, INSA, 2015. http://www.theses.fr/2015ISAL0012/document.
Full textAbstract:
Cette étude fondamentale est dédiée à la compréhension de l’influence de la composition chimique, notamment la teneur en chrome, des alliages base de nickel sur leur mécanismes de corrosion et d’oxydation. La corrosion sous contrainte intergranular (CSCIG) est un mode de dégradation qui affecte de nombreux alliages au sein des réacteurs à eau pressurisé. En particulier, les alliages base nickel tubes des générateur de vapeur (GV). La sensibilité à la CSC est désormais dépend de la teneur en chrome, ce qui a conduit au remplacement de l’alliage 600 (Ni-16Cr-9Fe) par l’alliage 690 (Ni-30Cr-9Fe). Cependant le bon comportement de l’alliage 690 en termes de résistance à la corrosion restes mal défini. L’objective de cette thèse est double : i) déterminer l’effet de la teneur en chrome, ii) contribuer à la compréhension de l’effet de fer étant un élément d’addition sur la résistance à la corrosion et l’oxydation généralisée des alliages base nickel en milieu primaire assimilé et en vapeur surchauffée à 700°C. Par ailleurs, des analyses électrochimiques pertinentes dans la température ambiante ont été mené afin d’établir une corrélation entre les propriétés physiques de film passive susceptible de protéger le matériau et de la teneur en chrome. Des alliages modèles binaires Ni-Cr, à teneur de chrome varie entre 14 et 30 % en poids, des alliages ternaires Ni-Cr-8Fe et l’alliage 600 ont été étudies. L’aspect expérimental de cette étude repose sur des techniques conventionnelles: SEM, STEM, EDX, Potentiodynamique, EIS, Chronoamperometrie, Mott-Schottky. La cinétique d’oxydation en vapeur surchauffée a été déterminée en mesurant l’apport de masse. L’impact de l’état de surface sur le processus de la corrosion et l’oxydation a été mis en évidence. Les polissages miroir et électrochimique ont été réalisés afin de découpler l’effet de l’écrouissage développé en subsurface, induit par la préparation de surface, et la composition chimique de l’alliage. La teneur en chrome limite à partir de laquelle l’alliage a un comportement satisfaisant en corrosion a été déterminé à 20% dans le milieu primaire. Cependant les analyses électrochimiques ont décelé l’existence d’une teneur en chrome optimal à 26%. La cinétique d’oxydation des alliages modèles ainsi que la morphologie des oxydes formés sur ces matériaux dans le milieu vapeur surchauffée ont indiqué l’existence d’une teneur en chrome optimal à 24%. Une dégradation des propriétés des films d’oxydes a été observée en augmentant la teneur en chrome au-dessus de l’optimum. En résumé, ce travail se préoccupe de l’optimisation de la teneur en chrome, méthode plus adéquate, pour l’amélioration de la résistance à la corrosion et l’oxydation des alliages base nickelThis fundamental study is focused on the understanding of the influence of the chemical composition of Ni-based alloys on their corrosion and oxidation mechanisms. This work is not dedicated for a particular application. It is well known for instance that Ni-based alloys are susceptible to intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) in primary water. Thus, Alloy600 (Ni-16Cr-9Fe), used in steam generator (SG) tubing, was replaced by higher chromium content material Alloy690 (Ni-30Cr-9Fe). This later shows a better resistance to IGSCC which may be linked to the growth of more protective oxide layer as chromium content is increased to 30 wt.%. The main goal of this study is to investigate: i) the influence of chromium content, ii) impact of iron addition on the corrosion and oxidation resistance of Ni-based alloys in primary water and superheated steam at 700°C. Furthermore, analytical approach in acidic solution is conducted at room temperature. This allowed to establish a relationship between alloying elements and physical properties of the oxide layers. For this purpose, Ni-xCr (14 ≤ x≤ 30 wt.%), Ni-xCr-8Fe (x=14,22 and 30 wt.%) model alloys and industrial material Alloy600 have been studied. To characterize the oxide scales, conventional technics were used: SEM, STEM, EDX, Potentiodynamic, EIS, Chronoamperometry, Mott-Schottky. Furthermore, steam oxidation kinetics was evaluated by means of weight gain measurements. To uncouple the effect of surface cold-work and the chemical composition of the base metal, mirror and electro polishing were carried out. In primary water, critical chromium content (20 wt.%), which corresponds to the minimum amount of chromium required to the transition from non-protective to protective and compact Cr-oxide layer, is determined. However, the analytical approach, using electrochemical technics, at room temperature elucidated the existence of optimum chromium content (26 wt.%) in terms of corrosion resistance. In superheat steam, oxidation kinetics and oxide scale characteristics showed the existence of optimum chromium content (24 wt.%) in terms of oxidation resistance. The corrosion and oxidation resistance is degraded as chromium content was increased more than optimal amount. Iron addition (8 wt.%) had a detrimental effect on the protectivess of the resulting oxide scales. Finally, this study showed that optimizing of chromium content is more appropriate method for enhancing corrosion and oxidation resistance, that increasing chromium content to high level is not necessary beneficial to those parameters. This work provides a useful knowledge to design new alternative materials. For this purpose, more investigations should be conducted to test other parameters such as: weldability, fabricability, thermal conductivity,etc
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Zhang, Jianhong. "Hydruration du Zircaloy-4 et étude de la distribution de l'hydrogène dans une gaine de combustible REP /." Gif-sur-Yvette : Commissariat à l'énergie atomique, 1993. http://catalogue.bnf.fr/ark:/12148/cb35581754p.
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Nurdin, Martias. "Réacteur à eau sous pression de 1300 MWe : amélioration de la représentation des assemblages et du calcul des absorbants." Paris 11, 1989. http://www.theses.fr/1989PA112164.
Full textAbstract:
L'étude comporte deux sujets principaux concernant le calcul d'un REP1300 : - d'une part, la représentation hétérogène d'assemblages dans le calcul de transport. - d'autre part, la mise au point d'une nouvelle proposition pour le calcul des constantes nucléaires d'assemblages barrés utilisables dans les calculs de diffusion homogènes. Dans la représentation hétérogène des assemblages on utilise les conditions de symétrie et les groupements de plusieurs cellules physiques pour réduire l'emplacement de mémoire et le temps de calcul. L'utilisation des conditions de symétrie s'avère physiquement justifiée et représente un gain de temps de calcul de 40% par rapport à la représentation complète de l'assemblage. D'autre part, en conservant le spectre correct et en tenant compte des limites du code de transport APOLL01, des groupements à 9, 24 et 22 cellules ont été retenus respectivement pour des assemblages standard, barre grise et noires. Ils sont de 20, 27 et 24 cellules pour les assemblages empoisonnés respectivement 8, 12 et 16 crayons de pyrex. La qualité du groupement augmente l'évolution du combustible et avec l'augmentation de l'enrichissement et plus généralement avec le durcissement du spectre. Dans l'élaboration des constantes nucléaires homogènes des assemblages équipés de grappes absorbantes, un nouveau schéma de calcul est nécessaire car l'utilisation des constantes nucléaires homogènes obtenues en milieu infini conduit à une surestimation de l'efficacité des barres de 6 à 10%. Les constantes barrées homogènes calculées en milieu infini sont donc ajustées par un facteur tenant compte simultanément de l'influence de l'environnement et de l'équivalence transport-diffusion. Une étude de la sensibilité des facteurs d'ajustement aux différents changements d'états du réacteur montre que le calcul de ces facteurs, en début de vie, est suffisant et qu'ils peuvent être utilisés pendant tout le fonctionnement du cœur. Ces facteurs dépendent essentiellement de la nature de la barre. L'obtention de constantes nucléaires ajustées devient alors une opération simple. Cette procédure permet d'améliorer les études tridimensionnelles du cœur avec barres au cours du fonctionnement tout en conservant des coûts de calcul acceptables.
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Nicolas, Pascal. "Contribution du glissement intergranulaire à l'endommagement par corrosion sous contrainte des alliages de nickel en milieu primaire de réacteur à eau sous pression." Grenoble INPG, 2002. http://www.theses.fr/2002INPG0055.
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Petit, François. "Ébullition en milieu poreux et renoyage d'un lit de débris de réacteur nucléaire." Paris, ENSAM, 1998. http://www.theses.fr/1998ENAM0015.
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Zacharie, Isabelle. "Traitements thermiques de l'oxyde d'uranium irradié dans un réacteur à eau pressurisée (R. E. P. ) : gonflement et relâchement des gaz de fission." Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 1997. http://www.theses.fr/1997ECAP0514.
Full textAbstract:
Afin de maintenir à un niveau maximal de sureté les réacteurs à eau pressurisée, il est nécessaire de comprendre le phénomène d'interaction mécanique et chimique entre l'élément combustible et sa gaine sous l'effet d'une élévation brutale de température, due à un transitoire de puissance. Dans ce processus, le gonflement de l'oxyde d'uranium occupe une place importante. Il a pour origine une précipitation sous forme de bulles de gaz de fission, qui, lorsqu'ils accèdent à l'extérieur, sont relâchés. C'est pourquoi l'objectif de cette thèse consiste à acquérir une meilleure connaissance des mécanismes mis en jeu. Des échantillons d'oxyde d'uranium, issus d'un combustible ayant fonctionné pendant deux cycles, ont tout d'abord subi des traitements thermiques entre 1100c et 1700c pour des temps de traitement variant de cinq minutes à dix heures. L'évolution de la quantité de gaz relâchés en fonction du temps a été déterminée lors de chaque traitement. La confrontation de ces résultats expérimentaux avec un modèle numérique existant s'étant révélée satisfaisante, il apparait que le relâchement, après formation de tunnels aux joints de grains, est contrôlé par la diffusion. Les échantillons ont fait ensuite l'objet de mesures de gonflement. Les examens micrographiques des échantillons montrent que les bulles sont intergranulaires, de forme lenticulaire. Le gonflement mesuré pouvant s'expliquer par la seule coalescence des bulles, un modèle a été développé. Il aboutit à une équation permettant d'obtenir le gonflement intergranulaire d'un combustible ayant fonctionné deux cycles en réacteur en fonction du temps et de la température. L'étude entreprise donne donc la possibilité d'interpréter le comportement des gaz de fission, lors d'une élévation de température.
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Graff, Anaïs. "Solubilité et cinétique de réaction de l'oxyde de nickel dans les conditions du circuit primaire d'un réacteur à eau sous pression." Thesis, Toulouse 3, 2016. http://www.theses.fr/2016TOU30254/document.
Full textAbstract:
L'objectif de cette thèse est l'obtention de nouvelles données expérimentales en milieu acide borique dans le cadre du développement de modèles décrivant le comportement des produits de corrosion dans le circuit primaire, et notamment sur le relâchement du nickel par des phénomènes de dissolution/précipitation. Le travail présenté dans ce mémoire s'est focalisé sur une des phases solides du nickel, l'oxyde de nickel (NiO), ainsi que sur le comportement en solution de sa forme ionique, Ni2+. La solubilité de l'oxyde de nickel a été mesurée à haute température à l'aide d'un réacteur à circulation ouverte spécialement conçu pour fonctionner à haute température et haute pression. Compte tenu des concentrations très faibles en Ni dans les conditions de nos essais (300°C, pH>7, matrice bore-lithium), une méthode d'analyse du nickel dissous à l'échelle de l'ultra-trace (ng.kg-1) en milieu bore-lithium a été développée par ICP-MS et a été validée statistiquement par la méthode du profil d'exactitude. La complexation du nickel par les (poly)borates a ensuite été étudiée. Une expérience a été conduite où les ions nickel sont progressivement formés par oxydation d'une électrode de nickel métallique dans une solution d'acide borique. Basé sur les résultats expérimentaux et sur la modélisation de la spéciation aqueuse du bore, l'évolution du pH a montré l'existence significative d'un complexe nickel-bore. Le complexe neutre NiB3O4(OH)3 a été mis en évidence pour de fortes concentrations en acide borique, lorsque les polyborates sont présents. Les constantes d'équilibres ont été calculées à 25, 50 et 70°C, ainsi que les données thermodynamiques associées. Enfin, les cinétiques de dissolution de l'oxyde de nickel ont été mesurées en milieu acide chlorhydrique et en milieu acide borique de 25 à 100°C et un pH de 6. Les résultats ont mis en évidence un effet inhibiteur de l'acide borique sur les vitesses de dissolution de NiO dont le phénomène est exacerbé par l'augmentation de la température et de la concentration en bore. La formation d'un complexe surfacique a été mise en avant pour expliquer cet effetThis work focuses on the nickel oxide phase (NiO) and the behavior in solution of its ionic form Ni2+. The solubility of nickel oxide has been determined at high temperature and pressure by the use of a flow through cell reactor specially designed to perform measurements in the conditions of the primary circuit. Because the solubility of nickel is very low at 300°C and pH>7, a new method for the determination of ultra-traces nickel concentrations in lithium/boron medium by ICP-MS coupled with a desolvator system nebulizer has been developed and validated by the statistical approach of accuracy profiles. The complexation of nickel by the (poly)borates has been also studied. Based on the experimental results and aqueous speciation modeling, the evolution of pH showed the existence of significant nickel-boron complexation. A neutral complex NiB3O4(OH)3 was postulated at high boric acid concentrations when polyborates are present, and the equilibrium constants were determined at 25, 50 and 70°C. The associated thermodynamics data have also been determined. Dissolution rates of nickel oxide have been measured in hydrochloric acid and in boric acid media up to 100°C and pH 6. Results showed that boric acid inhibits the dissolution rates of NiO and this phenomenon is enhanced by the temperature and the concentration of boron. The formation of a surface complex was postulated to explain this effect
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Laghoutaris, Pierre. "Corrosion sous contrainte de l'alliage 600 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression : apport à la compréhension des mécanismes." Phd thesis, École Nationale Supérieure des Mines de Paris, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00407846.
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De nombreuses études ont été réalisées par la communauté scientifique internationale sur la Corrosion Sous Contrainte (CSC) de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Néanmoins, les mécanismes à l'origine de cette fissuration sont encore mal compris. Un certain nombre de modèles ont été développés et proposés, cependant peu d'entre eux arrivent à intégrer l'influence de tous les paramètres. Le mécanisme d'oxydation interne et la famille de modèles basés sur l'action de l'hydrogène ont paru les plus prometteurs. L'objectif de l'étude était d'apporter des connaissances nouvelles sur le/les mécanisme/s de CSC. Il a été choisi de cibler les expérimentations de façon à sélectionner les modèles les plus pertinents. Pour cela des essais dans un milieu simulant le milieu primaire avec des marqueurs isotopiques (oxygène 18 et deutérium) ont été menés sur deux types d'éprouvettes. Des éprouvettes à déformation imposée de type « U-bend » ont été utilisées dans un premier temps et des éprouvettes sous forme de plaquette ayant des microstructures contrôlées ont été utilisées dans un second temps. Les caractérisations des fissures et des pénétrations d'oxyde intergranulaire par MEB, MET, SIMS, Nano-SIMS et des dosages d'hydrogène, ont permis une nouvelle analyse de la CSC de l'Alliage 600 en milieu REP, concernant plus particulièrement les points suivants : la stabilité thermodynamique des phases, la répartition et la morphologie des oxydes observés dans les fissures, le rôle de l'hydrogène, la nature des carbures de chrome et le caractère continu/discontinu du mécanisme de fissuration.A partir des résultats obtenus à l'aide du traçage isotopique de l'hydrogène et de l'oxygène couplé à l'utilisation de différentes techniques d'analyse complémentaires, il a été proposé un nouveau modèle de mécanisme de fissuration basé sur la formation d'oxyde de chrome aux joints de grains de l'alliage. Ce modèle permet de prendre en compte le rôle des paramètres liés au matériau (taux de défauts, déformation, type de joint de grain) et au milieu (teneur en hydrogène, température) qui influeraient sur les cinétiques de diffusion de l'oxygène dans l'oxyde aux joints de grains de l'alliage et du chrome aux joints de grains de l'alliage.
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Hourdequin, Nicolas. "Contribution à la modélisation du comportement mécanique des combustibles REP sous irradiation, avec en particulier le traitement de l'interaction pastille-gaine dans un crayon combustible /." Gif-sur-Yvette : Service de documentation et d'édition multimédia, Centre d'études de Saclay, 1995. http://catalogue.bnf.fr/ark:/12148/cb35814024m.
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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.
Full textAbstract:
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 optique que cette these a ete proposee, ayant pour objectif principal, la comprehension, la validation et l'amelioration des modeles d'oxydation existants. Deux aspects ont ete successivement abordes: oxydation de gaines intactes et oxydation de gaines fragilisees. Dans le premier cas, un modele utilisant la correlation d'urbanic-heidrick a donc ete elabore pour ameliorer la convergence au pas de temps du code icare2 lors d'emballements violents de temperature. Les resultats montrent une bonne convergence au pas de temps quelle que soit la valeur de ce dernier et meme pour des taux d'echauffement superieurs a 35c/s. Dans le cas de l'oxydation de gaines fragilisees (par exemple a la suite d'une trempe), aucun modele satisfaisant ni de donnees specifiques du probleme ne sont actuellement disponibles. Durant ce travail, un modele semi empirique a malgre tout ete developpe et valide sur la base de l'essai phebus-csd-b9r2. Cette premiere approche montre que l'on obtient de bons accords calculs-experiences. Des experiences allemandes actuellement en preparation et specifiques de ce phenomene permettront de valider ce modele sur une gamme plus etendue de conditions et de fournir les donnees necessaires pour une modelisation plus mecaniste du phenomene d'oxydation de gaines fragilisees
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Barale, Morgan. "Etude du comportement des particules colloidales dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression." Paris 6, 2006. http://www.theses.fr/2006PA066439.
Full textAbstract:
Cette thèse s’inscrit dans un programme initié par EDF afin de comprendre, de modéliser et de limiter la contamination du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression par des particules colloïdales issues de la corrosion. Le comportement électrostatique de particules d’oxydes représentatives (ferrite de cobalt (CoFe2O4), ferrite de nickel (NiFe2O4) et la magnétite (Fe3O4)) a été étudié dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire : en température (jusqu’à 320°C), en présence d’acide borique B(OH)3 et de lithine LiOH. Le point isoélectrique (PIE) et le point de charge nulle (PZC), mesurés entre 5 et 320°C, présentent, comme le pKe de l’eau, un minimum vers 200°C. Les constantes thermodynamiques de protonation ont été calculées. Le potentiel zêta et le PIE diminuent en présence d’acide borique, à cause de la sorption d’ions borate. La lithine n’a pas d’effet marqué. La modélisation de ces résultats dans des conditions représentatives du circuit primaire montre que ce type d’oxydes a une surface négative ce qui explique leurs propriétés de sorption et d’adhésionEDF wants to understand, model and limit primary circuit contamination of Pressurized Water Reactors by colloidal particles resulting from corrosion. The electrostatic behaviour of representative oxide particles (cobalt ferrite, nickel ferrite and magnetite) has been studied in primary circuit conditions with the influence of boric acid and lithium hydroxide. The isoelectric point (IEP) and the point of zero charge (PZC) of particles, measured between 5°C and 320°C, exhibit a minimum towards 200°C. The thermodynamic constants of the protonation equilibrium of surface sites were calculated. When boric acid is added, zeta potential and IEP decrease because of borate ions sorption. On the contrary, there is not effect of lithium ions. The modelling of these results under conditions representative of primary circuit shows that these oxides exhibit a negative surface charge, explaining their sorption and adhesion behaviour
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Hourdequin, Nicolas. "Contribution à la modélisation du comportement mécanique des combustibles REP sous irradiation, avec en particulier le traitement de l'interaction pastille-gaine dans un crayon combustible." Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 1995. http://www.theses.fr/1995ECAP0408.
Full textAbstract:
Dans les centrales nucléaires REP (réacteurs à eau pressurisée), les gaines de combustible constituent la première barrière de confinement des produits radioactifs. Leur rupture doit être évitée afin de maintenir un niveau maximal de sûreté. Dans ce but, des calculs prévisionnels sont effectués à l'aide de codes de calcul développés grâce à un acquis expérimental important dans le domaine. Jusque là, les codes de conception, généralement unidimensionnels, suffisaient au dimensionnement des crayons de combustible pour leur utilisation dans les conditions de fonctionnement standard en base des réacteurs. Toutefois, le besoin accru de disponibilité des REP induit de nouvelles conditions de fonctionnement dans lesquelles les ruptures de gaine sont fortement conditionnées, surtout à puissance élevée, par le comportement mécanique du crayon. L’influence de l'interaction pastille-gaine (IPG) est alors particulièrement marquée. Elle se caractérise par des effets locaux qui nécessitent une description multidimensionnelle. C’est ce que propose le code Toutatis 2d-3d au développement duquel cette thèse a contribué. Ce code permet également de mettre en évidence des comportements tridimensionnels globaux, comme l'arcure du crayon observé lors d'un incident expérimental que l'on a pu expertiser grâce à Toutatis 3d. Par ailleurs, l'IPG est influencée par les variations de volume du combustible qui résultent des phénomènes de densification et de gonflement sous irradiation. On a développé dans le code Toutatis 2d un module de simulation intégrant un modèle de densification ainsi qu'un modèle de gonflement qui n'est actuellement valable qu'en régime de fonctionnement standard des REP. Cependant, la structure informatique du module de simulation est susceptible d'accueillir n'importe quel type de modèle correspondant à d'autres conditions de fonctionnement. On montre enfin les conséquences de ces variations de volume du combustible sur l'état mécanique de la gaine.