Academic literature on the topic 'Réacteurs à eau sous pression – Modèles mathématiques'

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.

Deux types d'accidents, pouvant se produire dans le circuit primaire d'un Réacteur nucléaire à Eau Pressurisée (REP) et impliquant des phénomènes de dynamique rapide, sont analysés. L'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est l'accident de dimensionnement des REP actuels. Il s'agit d'une brèche de grande dimension sur une tuyauterie du circuit primaire. Une onde de décompression se propage à travers le circuit. Les différences de pression entre les différents volumes du réacteur induisent des efforts mécaniques importants sur les structures de la cuve et peuvent détériorer le cœur du réacteur. Le circuit primaire commence à se vider dès l'ouverture de la brèche. La pression décroît brutalement, entraînant une vaporisation massive. Deux simulations thermo-hydrauliques de la phase de décompression d'un APRP avec le code de calcul Europlexus sont présentées. Le circuit primaire est décrit par un modèle filaire, incluant les perturbations hydrauliques du circuit. Les principales différences entre les deux calculs concernent le type de réacteur, la localisation et le modèle de la brèche, et l'initialisation du calcul accidentel. L'explosion de vapeur est un accident hypothétique grave pouvant se produire à la suite de la fusion du cœur du réacteur. La partie fondue du cœur (dénommée corium) tombe dans le fond de la cuve. L'interaction du corium chaud avec l'eau froide restant au fond de la cuve induit une vaporisation massive et brutale de l'eau. Une onde de choc se propage dans la cuve, ce qui peut endommager sérieusement les structures avoisinantes ou percer localement la cuve. Cette thèse présente une synthèse d'études paramétriques d'une explosion dans le fond de cuve d'un REP avec le code Europlexus, le chaînage du code de thermo-hydraulique Mc3d dédié à la phase de prémélange avec le code Europlexus permettant le calcul de l'explosion, et un benchmark entre les codes Cigalon et Europlexus sur la maquette Vulcano.

L'etude du comportement en corrosion des materiaux de gainage du combustible d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en presence d'ebullition necessite une connaissance precise de l'environnement thermohydraulique et chimique des elements combustibles. Or, dans les conditions de fonctionnement des rep (15,5 mpa et 340\c), la topologie de l'ecoulement diphasique a la paroi des gaines n'a jamais encore ete caracterisee. Un dispositif de visualisation, adapte sur l'installation experimentale reggae, permet d'obtenir de nouvelles donnees a la fois qualitatives et quantitatives. Parmi les grandeurs accessibles figurent la taille et la forme des inclusions de vapeur, le point de demarrage de l'ebullition, les vitesses et les trajectoires des bulles. Une methode d'analyse d'image originale est ensuite mise en uvre pour mesurer le taux de vide et la concentration d'aire interfaciale dans un ecoulement diphasique a bulles. Ainsi, le dispositif de visualisation permet de caracteriser la topologie de l'ecoulement diphasique dans les conditions des rep en ebullition nucleee sous-saturee. L'analyse des resultats experimentaux montre la necessite d'une approche tres locale pour modeliser l'environnement chimique des gaines en presence d'ebullition. Un nouveau modele d'enrichissement en especes faiblement volatiles est donc propose puis valide. Les bulles de vapeur sont desormais considerees comme des obstacles physiques limitant l'acces du liquide a la paroi, et l'evaluation de leur diametre joue un role determinant sur l'environnement chimique des gaines. Cette etude confirme, tant au niveau experimental que theorique, l'existence de fortes interactions entre la topologie de l'ebullition, la corrosion, les caracteristiques de la paroi et la chimie de l'eau.

Dans le cadre de la problématique de l’Interaction entre la Pastille et la Gaine (IPG) d’un crayon combustible, il est nécessaire d’avoir une bonne description du comportement thermomécanique du combustible. Lorsque le combustible est soumis à de fortes variations de puissance (comme lors d’une situation de fonctionnement incidentel), une des principales sollicitations provient du phénomène de gonflement gazeux, phénomène induit par l’irradiation. En effet, le combustible est un milieu poreux contenant différents types de cavités et l’accumulation de produits de fission sous forme gazeuse dans toutes ces cavités entraîne un gonflement de la pastille. Or, ce gonflement gazeux va directement impacter le comportement mécanique de la pastille et particulièrement son comportement viscoplastique, comme le montrent des simulations thermomécaniques 3D de l’IPG. Afin d’améliorer la description de ce comportement, il a été nécessaire de développer un modèle micromécanique capable de coupler deux types de modélisation qui, jusqu’ à présent, traitaient de manière relativement autonome : – la physico-chimie simulant les transferts de gaz entre les difféerentes cavités ; – la mécanique estimant les déformations viscoplastiques du combustible. Ce travail de thèse consiste à mettre en relation ces deux disciplines à partir des caviés présentes dans le combustible : la mécanique calcule une évolution de la fraction volumique de cavités en tenant compte de leurs pressions et la physico-chimie tient compte de l’évolution de la fraction volumique des cavités pour calculer une pression interne cohérente. Afin de pouvoir décrire une microstructure beaucoup plus riche basée sur une double population de cavités à deux échelles différentes, un nouveau modèle micromécanique a été développé. Ce modèle utilisant une approche multi- échelles permet de décrire les évolutions de chacune des deux populations en tenant compte de leurs pressions internes ainsi que du comportement viscoplastique macroscopique du combustible. En se basant sur l’hypothèse de séparation d’échelles, le comportement du milieu contenant les petites cavités est traité à l’aide d’une méthode d’homogénéisation. A l’échelle des grosses cavités, le comportement macroscopique est déterminé à partir d’un composite linéaire de comparaison à N couches. Ce modèle est comparé à des simulations numériques par éléments finis et qualifié pour la description du comportement viscoplastique du combustible nucléaire. On décrit enfin comment coupler ce modèle micromécanique à des modèles de physico-chimie se différenciant par leurs complexités. Des premières investigations par des simulations en situation d’IPG illustrent l’intérêt d’un tel couplage
In the Pellet-Cladding Interaction (PCI) problems of a fuel rod, it is necessary to adopt a good description of the thermomecanical behaviour of the fuel. When the fuel is subject to fluctuations in power, one of the main strains is due to the phenomenon of gaseous swelling induced by irradiation. Indeed, fuel is a porous ceramic of U02 containing several types of cavities and the accumulation of fission products in gaseous form in these cavities causes swelling of the pellet. However, this gaseous swelling has an influence on the mechanical behaviour of the pellet and particularly the viscoplastic behaviour. To improve the description of this behavior, it was necessary to develop a micromechanical model capable of coupling two phenomena modelled independently : the transfer of gas between the various cavities and the estimation of mechanical viscoplastic strains of the fuel. This thesis is to link these two disciplines from the cavities present in the fuel: mechanics calculates changes in the volume fraction of cavities according to their pressure and physical reflects the evolution of the volume fraction of cavities to calculate an internally consistent pressure. In order to describe a microstructure much richer, a new micromechanics model was developed using a multi-scale to describe the viscoplastic behavior of nuclear fuel

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

Le cas hypothetique de la perte de refrigerant primaire dans un reacteur a eau pressurisee (rep) peut entrainer, en cas de non intervention, le denoyage du cur du reacteur, sa montee en temperature, la fonte des crayons combustibles et des structures qui les maintiennent. On peut alors aboutir a la degradation complete du cur et au percement de la cuve par les debris fondus (le corium). Le corium a haute temperature (2000 a 3000 k) peut ainsi couler sur le radier en beton du reacteur et l'eroder rapidement, comme l'ont montre plusieurs programmes experimentaux. De cette interaction, on a observe, entre autre, le degagement d'un epais nuage d'aerosols et d'importants flux de chaleur. L'effet de ces aerosols sur la propagation du flux de chaleur emis par le bain de corium a ete mis en evidence au cours de ce travail. Nous avons ecrit un modele numerique de transfert radiatif dans un milieu capable d'absorber, de diffuser et d'emettre de l'energie. Des resultats experimentaux puises dans la litterature nous ont permis de degager des elements de validation de ce modele et de montrer clairement l'effet d'ecran lie aux aerosols. A partir de ce modele, nous avons ensuite etabli des correlations relatives a des essais particuliers (essais l1, l2, l4 et l7 du programme advanced containment experiment). Ces correlations donnent l'extinction moyenne due aux aerosols en fonction de la concentration moyenne en aerosols dans le milieu. Elles sont destinees a etre ajoutees aux logiciels d'analyse de l'interaction corium/beton lesquels, en majorite, ne tiennent pas compte de la presence des aerosols et surestiment les pertes radiatives vers le haut de l'enceinte. Nous avons applique l'une de ces correlations a l'essai l7 a l'aide du logiciel corcon-uw. Nous avons ainsi montre que la prise en compte des aerosols rapproche significativement nos calculs des resultats experimentaux et nous permet d'observer le blocage de l'energie thermique pres du bain et l'elevation de la temperature du corium qui en resulte

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.

Ce travail s'insere dans le contexte d'amelioration de la precision des calculs neutroniques qui doit permettre un gain de marges sur le fonctionnement des centrales nucleaires de type reacteurs a eau pressurisee (rep). Il apporte plus precisement une contribution a l'amelioration du calcul des grappes d'absorbants qui permettent d'assurer le controle de ces reacteurs. Il s'agissait tout d'abord d'elaborer et de valider un schema de calcul de reference, fonde sur le code deterministe apollo2, d'une telle grappe d'absorbants, puis de qualifier ce schema de calcul, par comparaison de ses resultats a des valeurs experimentales. Cette etude, physiquement delicate, a necessite la realisation de differentes etapes intermediaires, concernant les problemes plus simples de calcul de reseaux de crayons combustibles d'abord, puis de calcul d'un seul absorbant (b 4c, aic, hafnium) insere dans un tel reseau, qui se sont traduites par la definition et la qualification de schemas de calcul de reference specifiques. Le developpement de cet ensemble de schemas de calcul a ete mene par le biais de comparaisons a des calculs etalons, realises a l'aide du code stochastique polycinetique (monte-carlo) tripoli4, qui permet de mener des calculs sans approximations physiques. Leur qualification s'est quant a elle appuyee sur une base experimentale constituee d'experiences francaises menees dans le reacteur eole du centre d'etudes nucleaires de cadarache : experiences mistral, suivies en partie au cours de ce travail, pour l'etude des absorbants isoles, et experiences anterieures, issues du programme epicure, pour l'etude des grappes. A l'issue de ce travail, on a pu ameliorer tres sensiblement, par rapport aux resultats disponibles jusqu'alors, aussi bien le calcul des absorbants isoles que celui des grappes. Le calcul de ces dernieres, en particulier, est ainsi desormais qualifie avec un ecart a l'experience de l'ordre des incertitudes experimentales, soit a mieux que 2. 5%.

Une méthode pour calculer les coefficients des équations macroscopiques de bilan d'énergie d'un milieu poreux a été proposée dans ce travail. Le modèle tient compte des échanges d'énergie par rayonnement, conduction et convection. Cette méthode est développée afin de modéliser le comportement thermique d'un cœur d'un réacteur à eau pressurisée (REP) lors d'un accident grave. Notre approche considère le cœur d'un REP comme un milieu poreux absorbant, émetteur et de grande épaisseur optique, composé par une phase solide et par une phase fluide. La phase solide est constituée par des particules opaques à surfaces diffuses et grises, ayant une taille beaucoup plus grande que la longueur d'onde du rayonnement. La phase fluide, qui remplit les pores, est un milieu semi-transparent composé par un gaz transparent (l'hydrogène dans notre application) et un gaz semi-transparent (la vapeur d'eau) dont les propriétés optiques sont approchées à partir d'un modèle de bandes noires. Notre modèle a plusieurs avantages par rapport aux approches classiques en ce qui concerne la modélisation des échanges radiatifs. Tout d'abord il s'agit d'un modèle tridimensionnel simple à implémenter et ensuite il prend en compte : les effets des variations de température à la surface des particules, l'interaction entre le transfert par rayonnement et par conduction, la présence de la vapeur d'eau et le saut de température existant aux frontières du système. Le modèle a été évalué pour des arrangements de sphères ou de cylindres. Les résultats obtenus à partir de notre modèle ont été comparés d'une part, à des résultats de simulation numériques (méthodes des éléments finis) et d'autre part, à des expériences. Cette comparaison a montré que notre modèle semble bien prédire les résultats expérimentaux ainsi que les simulations par éléments finis et ce, pour une gamme de porosités, d'émissivités et de conductivités plus grande que dans les autres approches.

Le dimensionnement au séisme, du cœur d'un réacteur à eau pressurisée, est une préoccupation majeure de l'industrie du nucléaire.
Nous proposons, dans ce mémoire de thèse, d'établir les équations globales, du comportement du cœur, par une approche milieu poreux. Les équations locales, du fluide et de la structure, sont moyennées sur un volume de contrôle, nous définissons ainsi un fluide équivalent et une structure équivalente, dont les inconnues sont définies sur tout le domaine spatial. Le caractère non linéaire des assemblages combustibles est modélisé par une loi de comportement visco-élastique quadratique. Le couplage fluide-structure est pris en compte par une force volumique dont l'expression est issue de formules empiriques des forces fluides s'exerçant sur un tube soumis à un écoulement axial. Les équations ainsi obtenues sont résolues à l'aide d'une méthode éléments finis.
Une validation du modèle est proposée sur trois séries d'essais. La première présente deux assemblages combustibles soumis à un écoulement axial. L'un des deux assemblages est écarté de sa position d'équilibre et lâché, tandis que l'autre est laissé au repos. La deuxième met en œuvre six assemblages en ligne, immergés dans une eau stagnante, posés sur une table vibrante pouvant simuler un séisme. Enfin, la dernière propose neuf assemblages, disposés en un réseau trois par trois, soumis à un écoulement axial. Le déplacement de l'assemblage central est imposé. Les simulations sont en accord avec les expériences ; le modèle reproduit l'influence de la vitesse d'écoulement du fluide sur la dynamique et le couplage des assemblages.