Dissertations / Theses 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.

Le combustible des réacteurs à eau sous pression (REP) est confiné par une première barrière appelée gaine combustible constituée d'alliages de zirconium. A ce jour, la plupart des gaines combustibles sont fabriquées en Zircaloy-4. En service, les tubes de gainages absorbent une fraction de l'hydrogène dégagée par la réaction de corrosion du métal. De nombreuses études ont démontré le caractère fragilisant des hydrures vis à-vis des propriétés mécaniques des tubes de gainage. Afin de garantir leur intégrité lors du maintien en service mais également une fois hors service (phases de transport et d'entreposage), il est nécessaire de pouvoir prédire le comportement des alliages de zirconium hydrurés en fonction de l'environnement dans lequel ils se trouvent (changements brusques de température, application d'une contrainte ... ). A ce jour il n'existe pas de modèle de précipitation permettant de rendre compte de la microstructure observée en présence d'une contrainte externe. Dans l'objectif de pallier au moins partiellement ce manque, une étude de caractérisation des hydrures a été menée en utilisant les techniques de la Microscopie Electronique en Transmission (MET). Elle a conduit à l'identification d'une nouvelle phase d'hydrure appelée <. A l'issue du travail de caractérisation, une modélisation de la précipitation de cet hydrure à l'échelle mésoscopique a été menée en utilisant un modèle de champ de phases développé au cours de ce travail
Ln pile, zirconium alloys in contact with the primary medium are submitted to hydrogen absorption that has significant consequences on their thermodynamic, mechanical and corrosion behaviors. Therefore, hydrogen in solid solution or hydrides precipitation can affect Zirconium alloys behaviors during service but also in long term storage and in accidental conditions. For both fundamentals aspects and safety reasons it is important te understand the precipitation process and to predict the influence various parameters like temperature, stresses, cooling rates and microstructure may have. Numerical modeling at the mesoscopic scale is an appealing approach to describe the precipitation and the "phase field" method appears to be particularly weil suited. The achievement of a realistic mesoscopic modeling should take into account an accurate kinetic, thermodynamic and structural data base in order to properly describe hydride nucleation, growth and coalescence as weil as hydride interaction with externat stresses. Such a data base relies on experimental data that are not always available; this is the reason why an accu rate structural characterization was performed. Therefore transmission electron microscopy observations were carried out on Zircaloy 4 specimens with various H contents. From this study, a new hydride phase called <, coherent with the matrix, was identified

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

Dans une centrale nucléaire de la filière des réacteurs à eau sous pression,le transfert d’énergie de la fission des atomes d’uranium 235 vers l’alternateur produisant alors l’énergie électrique se fait par l’intermédiaire de différents circuits d’eau. Le contexte de cette thèse est celui du circuit primaire qui voit circuler une eau liquide aux conditions de température et de pression les plus sévères de la centrale (155 bar,300 °C). Plus précisément, l’intérêt est porté sur les appareils de robinetterie qui permettent de réguler ou de sectionner les débits dans ce circuit d’eau ainsi que les différents circuits auxiliaires qui lui sont associés. La fonction de sectionnement de débit est assurée par un contact métallique. Une modélisation est mise en place durant cette thèse afin de relier la fuite d’étanchéité au travers de la liaison métallique à un éventuel défaut pouvant être présent sur la portée d’étanchéité du siège. Pour ce faire, une démarche associant simulation et expérience est adoptée. Le modèle numérique permet de simuler le contact siège/opercule puis l’écoulement au travers de la géométrie interstitielle en résolvant respectivement les équations de la mécanique des milieux solides avec code_aster puis les équations de Reynolds avec un schéma numérique original basé sur la méthode des éléments de frontière. La démarche expérimentale permet alors de vérifier la qualité de la simulation entreprise. Elle comporte la fabrication d’éprouvettes d’étanchéité avec des défauts contrôlés puis une mesure de la fuite par différents moyens d’essais. Les résultats obtenus, qui sont discutés,montrent une prédiction correcte lorsque l’effort d’appui reste suffisamment faible et une surestimation de la fuite à plus fort serrage
In a nuclear power plant from pressurized water reactor technology, the transfer of energy from fission of uranium 235 atom to the alternator producing electricity is performed through different water circuits. The context of this work is the primary circuit of the power plant where there is severe conditions of temperature and pressure (155 bar, 300°C). More precisely, this work is about the industrial valves which allow to regulate or interrupt the water flow in the water circuit or the auxiliary associated circuits. The interruption function is ensured by a metal-to-metal contact.In this work a model is derived and solved in order to relate the sealing leak-rate through the metal contact to a possible defect present on the surface. To accomplish this task, a coupled experimental and numerical approach is adopted. The numerical model allows to compute the contact between the plug and the seat and then the water flow through the remaining aperture field. This is performed by solving the equations of solid continuum mechanics with code_aster and the Reynolds equations with an original scheme based on the boundary element method. The experimental work allows to check the relevance of the model. It consists in the manufacture ofa sample seat holding a controlled defect and then a leak-rate measurement carried out with two different apparatus. Predictions of the leak-rate reveal to be in good agreement with that obtained experimentally at low clamping forces and overestimate the leakage for larger ones

Depuis l'accident de tmi-2, les programmes de recherche et developpement dans le domaine de la surete nucleaire ont pris une importance considerable. Ces programmes comprennent d'une part des etudes experimentales visant a accroitre les connaissances sur la phenomenologie de differents scenarios accidentels, et d'autre part le developpement de logiciels de simulation de ces scenarios visant a transposer les resultats experimentaux a l'echelle du reacteur. Le principal objectif est de minimiser le risque de contamination de l'atmosphere, par rupture de la derniere barriere de protection, c'est a dire l'enceinte de confinement. Le risque hydrogene est considere comme l'un des principaux risques susceptibles de conduire a la rupture de la derniere barriere. En effet, lors d'un scenario accidentel, apres decouvrement du coeur, en presence de vapeur et a temperature elevee, la reaction d'oxydation des differents materiaux dans la cuve peut conduire a un degagement important d'hydrogene et de chaleur. Afin de pouvoir concevoir des recombineurs (ou igniteurs) suffisants pour eviter une surpression de l'enceinte et des risques d'explosion mais non sur dimensionnes, il est necessaire de connaitre la cinetique d'oxydation et la quantite totale d'hydrogene susceptible d'etre produite. Le logiciel integre maap4 est l'un des outils de calcul contribuant a l'estimation de ces deux parametres. Le travail de these presente ici a eu pour objectif une evaluation de la validite des modeles de production d'hydrogene en cuve de ce logiciel. Une partie des travaux a ete consacree a l'etude des phases de decouvrement, fusion et degradation, et une deuxieme partie a l'etude de la phase de renoyage. Tout d'abord, une analyse critique des modeles du logiciel maap4 a ete realisee en s'appuyant a la fois sur les connaissances experimentales ainsi que sur les modeles simplifies et mecanistes existants. Ces analyses critiques ont ete completees par une qualification du logiciel maap4 sur l'essai cora. 13 effectue hors-pile sur une grappe de crayons rep. Le calcul de reference mettant en evidence des ecarts non negligeables sur les temperatures de la grappe et du boitier par rapport a l'essai, des ameliorations ont alors ete apportees a la representation. Ces travaux ont conduit d'une part a une meilleure connaissance de la validite de l'evaluation du terme source hydrogene par le logiciel maap4, et d'autre part a des propositions d'amelioration de modeles du logiciel, susceptibles d'influer sur le calcul du degagement d'hydrogene tels : les modeles de renoyage, de fragilisation des gaines combustibles lors d'une trempe, et de representation du phenomene de retention des materiaux par les grilles de maintien.

L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliques
During a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact)

L’objectif de cette thèse est de caractériser les comportements mécanique et hydromécanique des bétons, et de développer une modélisation hydromécanique couplée pour les bétons sous une large gamme de confinement en conditions saturées et partiellement saturées. Une campagne expérimentale est tout d’abord réalisée afin de bien étudier le comportement mécanique et hydromécanique du matériau. Un accent particulier est mis sur l’évolution de la perméabilité au cours du chargement mécanique. Afin d’assurer l’intégrité de ces structures et d’éviter les chemins privilégiés pour le transfert de fluides, une autre série d’essais ont été réalise afin de bien étudier le comportement mécanique et hydromécanique de la fracture dans le béton. En se basant sur les données expérimentales obtenues et des travaux de recherche menés sur le béton sous pression de confinement faible et élevée, un modèle élastoplastique couplé à l’endommagement est proposé. Ce modèle est capable de décrire le principal comportement mécanique des bétons sous une très large gamme de pression de confinement : les différents mécanismes plastiques développés, la dissymétrie d’endommagement en compression et en traction, et l’évolution de la perméabilité au cours du chargement mécanique, etc.…. Le modèle a été étendu au couplage poromécanique en milieux poreux partiellement saturés en utilisant le concept de Barcelone. Enfin, un modèle poromécanique est proposé afin de décrire le comportement des fractures en conditions saturées. Les résultats numériques sont en accord avec les données expérimentales
The objective of this thesis is to characterize the mechanical and hydromechanical behavior of concrete and to develop a coupled hydromechanical model for concrete submitted a wide range of confining pressure under the saturated and partially saturated conditions.First of all, an experimental study was carried out in order to research the mechanical and hydromechanical behaviors of the material. Particular emphasis is placed on the evolution of permeability during mechanical loading. To ensure the integrity of concrete structures and avoid the privileged paths for fluid transfer, another series of tests were carried out in order to study the mechanical and hydromechanical behavior of fracture in concrete. Based on the obtained experimental data and the others research results of the concrete behavior under a large range of confining pressure, an elastoplastical model coupled with damage is proposed. This model is able to describe the main mechanical behavior of concrete under a wide range of confining pressure: the different mechanisms of developed plastics, the asymmetry of damage in compression and in tension, and the evolution of permeability during mechanical loading. .... The model was extended to the poromechanical coupling for the porous media partially saturated by using the concept of Barcelona. Finally, a poromechanical model is proposed to describe the behavior of fractures in saturated conditions. The numerical results manifested a good agreement with experimental data

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 cycle
Nuclear 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