Thèses : « Corium »

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Quaini, Andrea. « Étude thermodynamique du corium en cuve - Application à l'interaction corium/béton ». Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI061/document.

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Résumé :

Lors d’un accident grave dans un réacteur nucléaire à eau pressurisée, le combustible nucléaire va réagir avec le gaines en Zircaloy, les absorbants neutroniques et les structures métalliques environnantes pour former un mélange partiellement ou complètement fondu. Ce cœur fondu peut ensuite interagir avec la cuve en acier du réacteur pour former un mélange appelé corium en cuve. Par la suite, le corium peut percer la cuve et venir se déverser sur le radier en béton en-dessous du réacteur. En fonction du scénario considéré, le corium qui va réagir avec le béton peut être constitué soit d’une seule phase liquide oxyde ou de deux liquides, métallique et oxyde. L’objectif de la thèse est l’étude de la thermodynamique du corium en cuve, prototypique U-Pu-Zr-Fe-O. L’approche utilisée est basée sur la méthode CALPHAD, qui permet de développer un modèle thermodynamique sur ce système complexe à partir de données expérimentales thermodynamiques et de diagramme de phases. Des traitements thermiques sur le système O-U-Zr ont permis de mesurer deux conodes dans la lacune de miscibilité à l’état liquide à 2567 K. De plus, des températures de liquidus ont été mesurées sur trois échantillons riches en Zr, en utilisant le montage de chauffage laser de l’ITU. Par la même méthode, des températures de solidus ont été obtenues sur le système UO2-PuO2-ZrO2. L’influence de l’atmosphère réductrice ou oxydante sur le comportement à la fusion de ce système a été étudiée pour la première fois. Les résultats montrent que la stœchiométrie en oxygène de ces oxydes dépend fortement du potentiel d’oxygène et de la composition en métal des échantillons. La lacune de miscibilité à l’état liquide a également été mise en évidence dans un échantillon U-O-Zr-Fe. L’ensemble de ces nouvelles données expérimentales avec celles de la littérature a permis de développer le modèle sur le système U-Pu-Zr-Fe-O. Pour tous les échantillons, des calculs de chemin de solidification avec ce modèle ont servi à interpréter les microstructures de solidification observées. Un bon accord est obtenu entre les calculs et les résultats expérimentaux. Des traitements thermiques sur deux échantillons de corium hors cuve ont permis de montrer l’influence de la composition du béton sur la nature des phases liquides formées à haute température. Les microstructures de solidification ont été interprétées à l’aide de calculs avec la base de données TAF-ID. En parallèle, un nouveau montage expérimental appelé ATTILHA, utilisant la lévitation aérodynamique et le chauffage laser, a été conçu et développé pour mesurer des données de diagramme de phase à haute température. Ce montage a été validé avec des systèmes oxydes bien connus. De plus, cette méthode a permis d’observer in-situ à l’aide de la caméra infra-rouge la formation de la lacune de miscibilité à l’état liquide dans le système O-Fe-Zr lors de l’oxydation d’une bille d’alliage Fe-Zr. La prochaine étape du développement est la nucléarisation du montage pour effectuer des mesures sur des échantillons contenant de l’uranium. La mise en place d’une caméra ultra rapide (5000 Hz) pour l’étude de propriétés thermo-physiques de mélanges de corium en cuve et hors cuve est également envisagée. La synergie entre le développement de ces outils expérimentaux et de calcul devrait permettre d’améliorer la description thermodynamique du corium et des codes de calcul sur les accidents graves utilisant ces données thermodynamiques
During a severe accident in a pressurised water reactor, the nuclear fuel can interact with the Zircaloy cladding, the neutronic absorber and the surrounding metallic structure forming a partially or completely molten mixture. The molten core can then interact with the reactor steel vessel forming a mixture called in-vessel corium. In the worst case, this mixture can pierce the vessel and pour onto the concrete underneath the reactor, leading the formation of the ex-vessel corium. Furthermore, depending on the considered scenario, the corium can be formed by a liquid phase or by two liquids, one metallic the other oxide. The objective of this thesis is the investigation of the thermodynamics of the prototypic in-vessel corium U-Pu-Zr-Fe-O. The approach used during the thesis is based on the CALPHAD method, which allows to obtain a thermodynamic model for this complex system starting from phase diagram and thermodynamic data. Heat treatments performed on the O-U-Zr system allowed to measure two tie-lines in the miscibility gap in the liquid phase at 2567 K. Furthermore, the liquidus temperatures of three Zr-enriched samples have been obtained by laser heating in collaboration with ITU. With the same laser heating technique, solidus temperatures have been obtained on the UO2-PuO2-ZrO2 system. The influence of the reducing or oxidising on the melting behaviour of this system has been studied for the first time. The results show that the oxygen stoichiometry of these oxides strongly depends on the oxygen potential and on the metal composition of the samples. The miscibility gap in the liquid phase of the U-Zr-Fe-O system has been also observed. The whole set of experimental results with the literature data allowed to develop the thermodynamic model of the U-Pu-Zr-Fe-O system. Solidification path calculations have been performed for all the investigated samples to interpret the microstructures of the solidified samples. A good accordance has been obtained between calculation and experimental results. Heat treatments on two ex-vessel corium samples showed the influence of the concrete composition on the nature of the liquid phases formed at high temperature. The observed microstructures have been interpreted by means of calculation performed with the TAF-ID database. In parallel, a novel experimental setup named ATTILHA based on aerodynamic levitation and laser heating has been conceived and developed to obtain high temperature phase diagram data. This setup has been validated on well-known oxide systems. Furthermore, this technique allowed to observe in-situ, by using an infrared camera, the formation of a miscibility gap in the liquid phase of the O-Fe-Zr system by oxidation of a Fe-Zr sample. The next step of the development will be the nuclearization of the apparatus to investigate U-containing samples. The implementation of a very fast visible camera (5000 Hz) to investigate the thermo-physical properties of in-vessel and ex-vessel corium mixtures is also underway. The synergy between the development of experimental and calculation tools will allow to improve the thermodynamic description of the corium and the severe accident code using thermodynamic input data

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Zabiégo, Magali. « Rayonnement d'un bain de corium dans un milieu chargé en aérosols issus de l'interaction corium/béton ». Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11002.

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Résumé :

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

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Plevacova, Kamila. « Etude des matériaux sacrificiels absorbants et diluants pour le contrôle de la réactivité dans le cas d'un accident hypothétique de fusion du coeur de réacteurs de quatrième génération ». Phd thesis, Université d'Orléans, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00592463.

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Résumé :

Afin de limiter les conséquences d'un hypothétique accident grave avec la fusion du coeur dans un réacteur à neutrons rapides de génération IV refroidi au sodium, la recriticité doit être évitée au sein du mélange de combustible oxyde et de structures fondus, appelé corium. Pour cela, des matériaux absorbants, tels que le carbure de bore B4C, seront utilisés dans ou près du coeur, et des matériaux diluants dans le récupérateur de corium. L'objectif de ce travail est de présélectionner des matériaux parmi ces deux types de familles et de comprendre leur comportement au contact avec le corium. Concernant le B4C, des calculs thermodynamiques et des expériences ont permis de conclure à la formation de deux phases immiscibles dans le système UO2 - B4C à haute température, une oxyde et une borure, ainsi qu'à la volatilisation d'une partie de l'élément absorbant bore. Cette séparation de phases pourra réduire l'efficacité de l'absorption neutronique au sein de la phase oxyde. Une solution à ce comportement serait d'augmenter la quantité de B4C ou d'utiliser un absorbant oxyde miscible avec le combustible. Eu2O3 ou HfO2 pourraient convenir car il a été montré qu'ils forment une solution solide avec UO2. Concernant le matériau diluant, les oxydes mixtes Al2O3 - HfO2 et Al2O3 - Eu2O3 ont été étudiés. L'interaction de ces systèmes avec UO2 étant inconnue à ce jour, les premiers points ont été recherchés sur les diagrammes ternaires correspondants. Contrairement au système Al2O3 - Eu2O3 - UO2, le mélange Al2O3 - HfO2 - UO2 présente un seul eutectique et donc un seul chemin de solidification ce qui permet de prévoir plus facilement la manière dont le corium solidifierait dans le récupérateur.

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

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Résumé :

En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditions, et d'identifier les mécanismes prépondérants. Pour répondre à ces objectifs, trois volets ont été développés: une approche à l'équilibre thermodynamique, des expériences analytiques à effets séparés et des expériences intégrales avec du corium prototypique. L'analyse des expériences intégrales montre que les gaz relâchés par le béton ne sont pas les seules sources d'oxydation, mais qu'une source d'oxydation extérieure au béton participe aux mécanismes d'oxydation. Les expériences analytiques ainsi que les calculs à l'équilibre thermodynamique ont montré que le corium, par sa capacité à devenir sur-stoechiométrique, est une source d'oxydation supplémentaire. Au contraire, les oxydes du béton ne participent pas au mécanisme d'oxydation. Le mécanisme d'oxydation de l'acier liquide est basé sur une oxydation relativement forte du chrome et du fer. Le nickel n'est pas oxydé, et serait consommé préférentiellement par Évaporation d'après les calculs thermodynamiques. L'étude cinétique de l'oxydation a permis d'une part d'établir deux lois cinétiques d'oxydation par O2 et CO2 et d'autre part de proposer une modélisation de la cinétique d'oxydation de l'acier lors des essais intégraux
In case of severe nuclear accident, the loss of coolant leads to the formation of a high temperature liquid mixture (T>2500K) of nuclear fuel and structural materials inside the vessel. After the vessel failure, the corium could interact with the concrete of the reactor pit. The metallic phase inside the corium during corium-concrete interaction, changes the ablation processes and release H2 and CO. The aim of the PhD thesis was to study the kinetics and mechanisms of the liquid steel oxidation during corium-concrete interaction. In this way, the study was divided in three parts: with calculations at the thermodynamic equilibrium, with analytical experiments and with prototypical experiments. The results of oxidation analyses during prototypical experiments show that gases inside the concrete are not the only one source of oxidation and that another source outside the concrete have to participate to the oxidation mechanism. The analytical experiments and the thermodynamic approach show that the corium can oxidize the metallic phase whereas the concrete oxides cannot. The oxidation mechanism of liquid steel is based on high chromium and iron oxidation leading to their depletion. Oxidation of nickel does not occur, it would be mainly evaporated according to the thermodynamic calculations. Thanks to the kinetic study, the rates of the liquid steel oxidation by O2 et CO2 have been found and a phenomenological model have been proposed to estimate the steel oxidation during the prototypical experiments

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Villarreal, Larrauri Alejandro. « Analysis and modeling of ex-vessel underwater cooling processes of debris bed and molten corium pool in interaction with concrete ». Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2020. http://www.theses.fr/2020LORR0022.

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Résumé :

En cas d'accident grave avec fusion du cœur, le magma surchauffé constitué d'acier et de combustible fondu, appelé corium (T> 2 500 K), peut menacer l'intégrité de la cuve du réacteur, puis du bâtiment de confinement, si le refroidissement du corium n’est pas assuré. La capacité de refroidissement en situation hors-cuve, par l’injection d’eau et pénétration de celle-ci dans le corium en surface supérieure, est étudiée pour deux configurations attendues : le lit de particules et bain de corium. La seconde configuration est liée à la situation d’interaction corium-béton (ICB) où une croûte se forme en face supérieure en contact avec l’eau, puis est soumise à une fracturation à cause des effets thermiques dans cette croûte. L’enjeu est de caractériser l’efficacité d’une éventuelle pénétration de l’eau dans la croûte. La première configuration peut intervenir en particulier dans deux situations suite à une fragmentation du corium dans l’eau : lors de l’éjection hors de la cuve, ou suite à des périodes d’éjection à travers la croute en phase d’ICB par entraînement du corium par des gaz issus de l’ablation du béton. Les phénomènes de pénétration de l’eau dans le corium sont examinés par une analyse approfondie des résultats des expériences disponibles, par la mise au point d’un modèle analytique 1D et par la modification et l’utilisation du code de thermohydraulique multiphasique multi-fluides (CMFD) MC3D. L’analyse 1D permet de mieux comprendre les détails de l’écoulement diphasique dans la matrice poreuse et conduit à proposer un modèle simplifié de pénétration de l’eau, avec des relations correspondantes applicables pour les deux configurations d'intérêt. Par ailleurs, le développement et l’impact d’instabilités au front de pénétration sont étudiés avec des simulations 2D avec MC3D, illustrant le rôle important de la température initiale du lit et sa perméabilité sur la vitesse de pénétration du front, et sur l’apparition des instabilités. Le modèle analytique est alors étendu à une configuration à deux zones (une zone soumise à un écoulement diphasique en contre-courant et une zone monophasique dans laquelle la vapeur surchauffée traverse) pour analyser plus en détail l’impact des hétérogénéités de progression du front sur les flux thermiques extraits. Le mécanisme de pénétration de l’eau dans les croûtes est discuté. L’analyse indique de forts effets de bords sur les processus de fracturation dans les essais SSWICS (Argonne Nat. Lab.), dédiés à ce phénomène. Les conclusions des travaux précédents sur l’efficacité du phénomène ne peuvent dès lors être confirmées du fait des fortes incertitudes sur les processus de fracturation, très sensibles aux propriétés mécaniques du corium, très mal caractérisées. Finalement, les modèles sont appliqués aux situations réelles impliquant la présence de la puissance résiduelle. Pour les lits de débris, les flux extraits et les capacités de refroidissement sont moindres qu’avec l’utilisation du critère simplifié de « flux d’assèchement »
In the case of a hypothetical nuclear severe accident with partial or extensive core meltdown, the superheated magma made of molten steel and fuel, called corium (T > 2500K), may threaten the integrity of the reactor pressure vessel and subsequently the reactor containment building, if long-term corium coolability is not assured. The coolability by water injection and successive water penetration into the corium through the upper surface is analyzed for two expected configurations: particle bed, and corium pool overlaying the concrete. The second configuration is linked to the situation of Molten Corium-Concrete Interaction (MCCI), where a crust is formed in the upper corium surface when it comes into contact with water and is later subjected to thermal stresses that lead to its fracturing. The challenge is to characterize the effectiveness of extracting heat by the possible water penetration into the crust. The first configuration can be expected in two different situations: melt fragmentation coming from the rupture of the reactor pressure vessel and expulsion of the corium, or during melt eruption episodes through the corium crust during MCCI via corium entrainment by the concrete decomposition gases. The phenomena linked to the water penetration into the corium for these two configurations are examined through an in-depth analysis of the available experimental results, by the development of an analytical model and finally through the modification and use of the Computational Multi-Fluid Dynamics (CMFD) code MC3D. One dimensional analysis conducts to a better understanding of the minutia of the two-phase countercurrent flow through the porous media and leads the proposal of a simplified heat flux model for the water penetration with corresponding relations applicable for both configurations of interest. Furthermore, the development and the impact of penetrating front instability are studied with the help of 2D MC3D simulations, which show important effects of the initial temperature and the permeability of the corium configuration on the penetration front velocity and appearance of the instabilities. The analytical model is extended to a pseudo-two-dimensional two-zone configuration (with one zone subjected to a two-phase countercurrent flow and another through which monophasic superheated vapor flows) to analyze in greater detail the impact of the penetrating front heterogeneity over the extracted heat flux. The mechanism of water penetration through a fractured crust is revisited. The analysis indicates strong border effects in the SSWICS tests (Argonne National Laboratories) dedicated to the study of this phenomenon. The conclusions of precedent studies on the efficiency of the phenomena could not, therefore, be confirmed due to important uncertainties over the process of fracturing, overly sensitive to the mechanical properties of corium, which in turn are not properly characterized. Finally, the models, and simulations, are applied to real accidental scenarios, including the presence of residual power. For the debris bed, the extracted heat flux, and the cooling capabilities are less than those found using the simplified dry-out heat flux criteria

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Mastori, Helena. « Mécanismes de dégradation des bétons lors de l'interaction corium-béton ». Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0069.

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Résumé :

Cette thèse porte sur la caractérisation de bétons siliceux (S) et silico-calcaires (SC) lorsqu’ils sont exposés à des températures élevées. Une hypothèse motivant ce travail est que la compréhension de la dégradation des propriétés de ces bétons, en avance du front de fusion, pourrait apporter de nouvelles pistes pour interpréter les résultats de ces expériences. Des échantillons n’ayant jamais été mis en contact avec des métaux/oxydes en fusion ont d’abord été étudiés. La thermogravimétrie, la porosimétrie par intrusion de mercure et l’impédancemétrie complexe ont été utilisées pour décrire leurs propriétés après qu’ils ont été soumis à des températures pouvant atteindre 1000°C. Les résultats de l'ATG ont permis l’identification de domaines de température dans lesquels des mécanismes de dégradation spécifiques sont activés. Ceux de porosimétrie ont montré que les volumes poreux et la taille typique des pores augmentent de manière importante avec la température. Il est par ailleurs démontré qu’à 1000°C, la surface d’échange des bétons SC est deux fois plus importante que celle des bétons S. Enfin, les tortuosités élevées obtenues par impédancemétrie suggèrent une topologie des réseaux poreux d’une grande complexité. Dans une deuxième partie de cette thèse, les échantillons de bétons étudiés ont été préalablement mis en contact avec des métaux et/ou des oxydes en fusion. Ils ont été analysés par tomographie X ou par microscopie électronique à balayage. Aucun phénomène d’imprégnation des phases métal/oxyde n’a pu être observé. Des signatures de possibles phénomènes de percolation de ces phases par des mécanismes de décarbonatation ont toutefois été mises en évidence
This thesis deals with the characterization of siliceous (S) and limestone-siliceous (SC) concretes when exposed to high temperatures. The understanding of the degradation of their properties, in advance of the melt front, is the hypothesis that motivates this work since it could bring new avenues to interpret the results of these experiments. Samples that have never been in contact with molten metals/oxides were first studied. Thermo-gravimetry, mercury intrusion porosimetry and complex impedancemetry were used to describe their properties after they were subjected to temperatures up to 1000°C. Thermo-gravimetric analyses allowed the identification of temperature domains in which specific degradation mechanisms are activated. Those of porosimetry showed that porous volumes and typical pore sizes increase significantly with the temperature. It is also demonstrated that at 1000°C, the exchange surface of SC concretes is twice as large as that of Sconcretes. Finally, the high tortuosity obtained by impedancemetry suggests a topology of porous networks of great complexity. In a second part of this thesis, the studied concrete samples were previously in contact with molten metals and/or oxides. They were analysed by X-ray tomography or scanning electron microscopy. No phenomenon of impregnation of the metal/oxide phases could be observed. Signatures of possible phenomena of percolation of these phases by decarbonation mechanisms have however been demonstrated

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Le, Roy de Bonneville Florian. « Modélisation numérique de l'agitation et du mélange dans les écoulements à bulles. Application aux phénomènes de convection dans un bain de corium ». Thesis, Toulouse, INPT, 2020. http://www.theses.fr/2020INPT0088.

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Résumé :

Les écoulements à bulles font partie de la famille des écoulements polyphasiques dans lesquels des particules, solides, liquides ou gazeuses, sont dispersées dans un fluide porteur. Ce type d’écoulements est très courant, on le retrouve dans nombreux procédés industriels (colonnes à bulles, colonnes d’extraction, lits fluidisés, décanteurs) et naturels (vagues déferlantes, panaches volcaniques). La présence des bulles joue notamment un rôle majeur dans les accidents nucléaires de fusion du coeur en influençant la dynamique du bain de corium. Cette présence dans des do-maines très variés a favorisé un développement important de méthodes expérimentales et numériques pour étudier ce type d’écoulements. Dans cette étude, nous nous intéressons à l’écoulement induit par l’ascension d’un essaim de bulles millimétriques (dont le nombre de Reynolds est de plusieurs centaines) dans un liquide. Dans cette situation, les interactions entre les sillages jouent un rôle majeur conduisant à une agitation turbulente aux caractéristiques originales. L’une des plus frappantes est l’existence d’un régime spectral singulier où l’énergie des fluctuations des vitesse du liquide évolue en puissance -3 du nombre d’onde. Fondamentalement, nous souhaitons comprendre les mécanismes de transfert turbulent interéchelle afin de modéliser les processus de mélange et de transfert dans les applications. Pour cela nous proposons de simuler l’écoulement en couplant une description eulérienne de la phase porteuse à une méthode Lagrangienne pour le suivi des bulles. Dans notre approche numérique, l’action de chaque bulle sur le liquide est modélisée par une source volumique de quantité de mouvement répartie sur quelques éléments de maillage. Les plus petites échelles de l’écoulement (c’est-à-dire des échelles beaucoup plus petites que le diamètre des bulles) ne sont pas finement résolues. Ce choix de nous concentrer sur les grandes échelles de l’écoulement nous permet de simuler des fractions volumiques conséquentes avec un grand nombre de bulles avec une puissance de calcul raisonnable. Pour calculer la trajectoire des bulles, nous utilisons les forces hydrodynamiques que le liquide exerce sur chacune d’elles. Ceci nécessite de déterminer la perturbation qu’une bulle crée dans son voisinage afin d’annuler la force que la bulle exerce artificiellement sur elle-même. Nous avons établi un modèle pour déterminer cette perturbation nous permettant ainsi de calculer de façon précise les forces de traînée et de masse ajoutée. Grâce à cette méthode, nous avons simulé l’agitation induite par l’ascension d’un essaim de bulles homogène et obtenu des résultats en bon accord avec l’expérience. Une fois validées, ces simulations permettent d’étudier le bilan entre production, dissipation et transfert inter-échelle dans le plan spectral pour analyser les mécanismes de la turbulence induite par les bulles. Dans un but de prévention des risques, le modèle numérique est ensuite appliqué à la simulation d’un bain de corium produit lors d’un accident de fusion du cœur d’une centrale nucléaire. La dynamique d’ablation du béton est directement liée à la répartition des flux de chaleur aux parois qui mettent principalement en jeu les phénomènes de convection turbulente d’origine thermique et ceux induits par les bulles
Bubbly flows belong to the family of multiphase flows in which particles, whether solid, liquidor gaseous, are dispersed in a carrier fluid. This type of flow is very common and can be found inmany industrial processes (bubble columns, extraction columns, fluidized beds, decanters) and natural processes (breaking waves, volcanic plumes). In particular, the presence of bubbles plays a major role in nuclear core meltdown accidents by influencing the dynamics of the corium bath.This presence in a wide variety of fields has led to the significant development of experimental and numerical methods to study this type of flow. In this study, we are interested in the flow induced by the rise of a swarm of millimetre-sizedbubbles (with a Reynolds number of several hundred) in a liquid. In this situation, interactions between the wakes play a major role leading to turbulent agitation with original characteristics. One of the most striking is the existence of a singular spectral regime where the energy of the fluctuations in the liquid velocity evolves in power -3 of the wave number. Fundamentally, we are in-terested in understanding the interscale turbulent transfer mechanisms in order to model mixing and transfer processes in applications. For this purpose we propose to simulate the flow by coupling an Eulerian description of the carrier phase to a Lagrangian method for the bubbles. In our numerical approach, the action of each bubble on the liquid is modelled by a volume source of momentum distributed over a few mesh elements. The smallest scales of the flow (i.e. scales much smaller than the bubble diameter) are not finely resolved. This choice to focus on the large scales of the flow allows us to simulate large volume fractions with a large number of bubbles with reasonable computing resources. To calculate the trajectory of the bubbles, we use the hydrodynamic forces that the liquid exerts on each of them. This requires us to determine the perturbation that a bubble creates in its vicinity in order to cancel the force that the bubble artificially exerts on itself. We have developed a model to determine this perturbation allowing us to accurately calculate the drag and added-mass forces. Using this method, we simulated the agitation induced by the rise of a homogeneous swarm of bubbles and obtained results in good agreement with the experiment. Once validated, these simulations allow us to study the budget between production, dissipation and inter-scale transfer in the spectral domain to analyze the mechanisms of bubble-induced turbulence. For risk prevention purposes, the numerical model is then applied to the simulation of a corium bath produced during a core meltdown accident in a nuclear power plant. The dynamics of concrete ablation is directly related to the distribution of heat fluxes to the walls, which mainly involve turbulent convection phenomena of thermal origin and those induced by bubbles

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Amižić, Milan. « Interaction corium-béton : étude du transfert de chaleur en écoulement diphasique ». Thesis, Grenoble, 2014. http://www.theses.fr/2014GRENI002.

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Résumé :

Dans le cadre de la recherche sur les accidents graves pour la deuxième et la troisième génération de réacteurs nucléaires, certains aspects de l'ablation de béton dans le puits de cuve au cours de l'interaction corium-béton (ICB) restent encore inexpliquées. La détermination d'échange de chaleur le long de la région interfaciale entre un bain de corium et un béton est importante pour l'évaluation de la progression d'ablation du béton et, éventuellement, la percée de fondation. Le projet CLARA s'inscrit une recherche expérimentale sur la thermohydraulique au sein d'un bain de liquide agitée par des bulles de gaz. Les essais CLARA sont réalisés avec des matériaux simulants. Ils permettent de mettre en évidence l'influence de la vitesse superficielle du gaz, de la viscosité du liquide et de la géométrie sur le coefficient d'échange de chaleur entre le bain de liquide chauffé et les parois verticales et horizontales de la piscine qui sont maintenues à une température uniforme. La première campagne d'essais a été réalisée avec la configuration du bain de petite taille (50 cm × 25 cm × 25 cm). Les essais ont été réalisés avec des liquides couvrant un large éventail de viscosité dynamique, d'environ 1 mPa s à 10000 mPa s. La vitesse superficielle du gaz est modifiée jusqu'à 8 cm/s. Cette thèse comporte une brève description de la phénoménologie de l'ICB, une synthèse bibliographique sur les corrélations d'échange de chaleur existantes pour l'écoulement diphasique et le taux de vide, une description de l'installation CLARA, les résultats des essais et leur interprétation. Les résultats expérimentaux sont comparés avec les modèles existants et certains nouveaux modèles pour l'évaluation du coefficient d'échange de chaleur dans un écoulement diphasique
In the context of severe accident research for the second and the third generation of nuclear power plants, there are still open issues concerning some aspects of the concrete cavity ablation during the molten corium - concrete interaction (MCCI). The determination of heat transfer along the interfacial region between the molten corium pool and the ablating basemat concrete is crucial for the assessment of concrete ablation progression and eventually the basemat meltthrough. For the purpose of experimental investigation of thermalhydraulics inside a liquid pool agitated by gas bubbles, the CLARA project has been launched. The CLARA experiments are performed using simulant materials and they reveal the influence of superficial gas velocity, liquid viscosity and pool geometry on the heat transfer coefficient between the internally heated liquid pool and vertical and horizontal pool walls maintained at uniform temperature. The first test campaign has been conducted with the small pool configuration (50 cm × 25 cm × 25 cm). The tests have been performed with liquids covering a wide range of dynamic viscosity from approximately 1 mPa s to 10000 mPa s and the superficial gas velocity is varied up to 8 cm/s. This thesis comprises a brief description of MCCI phenomenology, literature reviews on the existing heat transfer correlations for twophase flow and the void fraction, a description of CLARA setup, experimental results and their interpretation. The experimental results are compared with existing models and some new models for the assessment of heat transfer coefficient in two-phase flow
U kontekstu istraživanja teških nesre´ca u nuklearnim elektranamadruge i tre´ce generacije, neka pitanja vezana za ablaciju temelja kontejnmentatijekom interakcije rastaljenog korijuma i betona i dalje ostajuotvorena. Odred¯ivanje prijenosa topline u površinskom podrucˇjuizmed¯u bazena rastaljenog korijuma i betona kljucˇno je za odred¯ivanjenapredovanja ablacije i u konaˇcnici procjene vremena rastapanjatemelja kontejnmenta. U svrhu eksperimentalnog istraživanja prijenosatopline u tek´cinama miješanima ubrizgavanjem zraka, pokrenutje projekt nazvan CLARA.CLARA eksperimenti izvode se koriste´ci imitacijske materijale i otkrivajuutjecaj fiktivne brzine plina, viskoznosti teku´cine i geometrijebazena na koeficijent prijenosa topline izmed¯u grijanog bazena te njegovihvetrikalnih i horizontalnih stijenki ˇcija se temperatura održavana konstantnoj temperaturi. Prva serija eksperimenata provedena je sbazenom male konfiguracije (50 cm × 25 cm × 25 cm). Eksperimentisu izvedeni s teku´cinama dinamiˇcke viskoznosti od približno 1 mPas do 10000 mPa s, dok je maksimalna fiktivna brzina plina 8 cm/s.Ova disertacija sadrži kratak opis fenomenologije procesa interakcijerastaljenog korijuma i betona, pregled postoje´cih korelacija zaviprijenos topline u dvofaznom toku i korelacija za poroznost, opisCLARA eksperimentalne postave, rezultate eksperimenta i njihovuinterpretaciju. Rezultati eksperimenta su uspored¯eni s predvid¯anjimaprema postojec´im modelima. Predloženi su takod¯er i neke nove korelacijeza odred¯ivanje koeficijenta prijenosa topline u dvofaznom toku

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BATTAIL, CLARET SYLVIE. « Accident severe dans les reacteurs a eau pressurisee : interaction corium-eau ». Paris 11, 1993. http://www.theses.fr/1993PA112263.

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Résumé :

Pour etudier le phenomene d'interaction entre le corium et l'eau, on propose un scenario pour decrire le comportement d'une goutte d'oxyde de fer fondu brusquement plongee dans un bain de liquide a temperature ambiante. En premier lieu, on s'est interesse plus en detail a la modelisation de l'evolution du film de vapeur qui entoure la goutte chaude comprenant la phase d'etablissement d'un film stable et la phase de destabilisation de ce film au passage d'une onde de pression externe. Par ailleurs, on a modelise le processus de fragmentation du corps chaud induit par la destabilisation par un processus du a l'impact de micro-jets d'eau liquide avec piegeage d'eau dans le corps chaud. Enfin, un modele dit de dynamique de bulle a ete propose pour decrire l'evolution de la bulle vapeur alimentee par les fragments. Les resultats theoriques ainsi obtenus sont compares a des resultats experimentaux

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Namiech, Julien. « Fragmentation d'un jet de corium lors de sa chute dans l'eau ». Grenoble INPG, 2002. http://www.theses.fr/2002INPG0043.

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Résumé :

Durant un accident grave de réacteur nucléaire à eau sous pression une large masse de corium pourrait couler sous la forme d'un jet compact en fond de cuve. Au contact de l'eau, restée en fond de cuve, ce jet subirait une fragmentation intense qui pourrait conduire à un prémélange important de corium et d'eau susceptible de donner lieu à une explosion de vapeur, capable de menacer l'intégrité de la cuve. Afin de quantifier la fragmentation de ce jet de corium, une étude analytique a été développée. Cette étude consiste principalement à modéliser l'écoulement de vapeur autour du jet et l'instabilité qui se développe à sa surface. Par rapport aux études précédentes, une attention plus particulière est portée sur les particules issues de la fragmentation du jet et qui interagissent avec l'écoulement de vapeur. Un modèle complet est élaboré afin de calculer dans chaque situation, caractérisée par des conditions initiales, la longueur de rupture du jet et le diamètre des particules éjectées. Ce modèle s'appuie principalement sur des résultats de couches limites et sur des calculs de stabilité linéaire. Les résultats de ce modèle complet sont comparés aux principales expériences de ce domaine et une corrélation finale des résultats est établie. L'accord sur la longueur de rupture est satisfaisant, cependant le diamètre prédit pour les particules tend à être trop élevé. Ce dernier résultat pourrait s'expliquer par une fragmentation secondaire des particules dans l'eau et par une incertitude importante sur l'écoulement de vapeur.

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Ramacciotti, Muriel. « Etude du comportement rhéologique de mélanges issus de l'interaction corium/béton ». Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11041.

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Résumé :

Dans l'hypothese d'un accident de reacteur nucleaire, il n'est actuellement pas possible d'ecarter totalement l'eventualite d'une rupture de cuve a la suite de la relocalisation du cur fondu du reacteur (corium) en fond de cuve. La viscosite (en fait, le comportement rheologique) joue un role important dans de nombreux phenomenes comme la progression du corium en cuve, la decharge du corium hors-cuve, les interactions avec les elements de structure (beton) et son etalement dans un recuperateur. C'est pourquoi, il est important de pouvoir predire le comportement rheologique de melanges de differentes compositions (principalement uo 2, zro 2, fe xo y et fe pour les scenarios en cuve, plus sio 2 et cao pour les scenarios hors-cuve) aux temperatures au dessus de la temperature de solidus. Dans le cas de melanges corium-beton, la viscosite augmente du fait de l'apparition de solides mais aussi du fait de l'augmentation de la viscosite de la phase liquide residuelle (due a l'augmentation de la silice dans le liquide). Nous avons utilise le modele d'urbain pour calculer la viscosite de la phase liquide. Ce modele applique a differentes compositions de basalte et sur un melange basalte contenant jusqu'a 18%m d'uo 2, a permis de retrouver de facon satisfaisante les viscosites mesurees. Dans l'intervalle de solidification, l'analyse de donnees issues de la litterature, montre que la viscosite de tels melanges ne peut pas etre decrite par des modeles de suspensions de spheres non-interactives ; en consequence nous avons propose une loi de type arrhenius avec un facteur multiplicatif tel que n = exp(2. 5c), c etant compris entre 4 et 8. C est plus important dans le cas des faibles vitesses de cisaillement et de refroidissement. L'analyse des echantillons de structure apres une trempe, montre que ce facteur depend de la morphologie de la particule. Enfin, ce type de loi rheologique avec un facteur c de 6,1, a permis de recalculer de facon satisfaisante un essai d'etalement en corium a 2100 k sur un plan horizontal.

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Plevacova, Kamila. « Etude des matériaux sacrificiels absorbants et diluants pour le contrôle de la réactivité dans le cas d'un accidnet hypothètique de fusion du coeur de réacteurs de quatrième génération ». Phd thesis, Université d'Orléans, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00620472.

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Résumé :

Afin de limiter les conséquences d'un accident grave avec la fusion du cœur dans un réacteur à neutrons rapides de génération IV refroidi au sodium, la recriticité doit être évitée au sein du mélange de combustible oxyde et de structures fondus, appelé corium. Pour cela, des matériaux absorbants, tels que le carbure de bore B4C, seront utilisés dans ou près du cœur, et des matériaux diluants dans le récupérateur de corium. L'objectif de ce travail est de présélectionner des matériaux parmi ces deux types de familles et de comprendre leur comportement au contact avec le corium. Concernant le B4C, des calculs thermodynamiques et des expériences ont permis de conclure à la formation de deux phases immiscibles dans le système UO2 - B4C à haute température, une oxyde et une borure, ainsi qu'à la volatilisation d'une partie de l'élément absorbant bore. Cette séparation de phases pourra réduire l'efficacité de l'absorption neutronique au sein de la phase oxyde. Une solution à ce comportement serait d'augmenter la quantité de B4C ou d'utiliser un absorbant oxyde miscible avec le combustible. Eu2O3 ou HfO2 pourraient convenir car il a été montré qu'ils forment une solution solide avec UO2. Concernant le matériau diluant, les oxydes mixtes Al2O3 - HfO2 et Al2O3 - Eu2O3 ont été étudiés. L'interaction de ces systèmes avec UO2 étant inconnue à ce jour, les premiers points ont été recherchés sur les diagrammes ternaires correspondants. Contrairement au système Al2O3 - Eu2O3 - UO2, le mélange Al2O3 - HfO2 - UO2 présente un seul eutectique et donc un seul chemin de solidification ce qui permet de prévoir plus facilement la manière dont le corium solidifierait dans le récupérateur.

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O'Leary, David. « Differences in strength between the grain and corium layers of bovine leather ». Thesis, University of Northampton, 1996. http://nectar.northampton.ac.uk/2661/.

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Résumé :

Chrome tanned bovine leather comprises two principal strata, the grain and the corium. The tensile strength and specific work of fracture of these two materials was investigated using uniaxial tensile tests and trouser tear tests respectively. Corium material was observed to be intrinsically stronger and tougher than grain material. The greater resistance of corium material to fracture is attributed to the processes of fibre debonding and pull out. The viscoelastic nature of grain and corium material was investigated by examining differences in strength and toughness over a range of deformation rates. The ultimate tensile properties and the specific work of fracture of both grain and corium material are rate dependent. Energy dissipation during a strain cycle was measured over a range of strain rates and strain levels to determine the bulk hysteresis of grain and corium specimens. The influences of specimen orientation and fatliquor (oil) on strength and toughness are also considered. The notch sensitivity of grain and corium materials has been scrutinised. Corium material is highly notch insensitive, whereas the fracture of grain material is notably sensitive to the presence of notches. The mechanism of fibre orientation and the phenomenon of fibre independence (or fibre autonomy) are responsible for the notch insensitive fracture behaviour of corium material. Strain distribution was measured in grain and corium single edge notch specimens. The radius of curvature of the notch was assessed throughout deformation / fracture and local strains at two dimensional levels were measured. Local strains ahead of the advancing crack and the radius of curvature of the crack are considerably higher with corium specimens than with grain specimens

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Journeau, Christophe. « L'étalement du corium : hydrodynamique, rhéologie et solidification d'unbain d'oxydes à haute température ». Orléans, 2006. http://www.theses.fr/2006ORLE2006.

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Résumé :

Dans le cas hypothétique d’un accident grave de réacteur nucléaire, le cœur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s’étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes – comme cela s’est produit à Tchernobyl– ou dans un récupérateur dédié à cet effet – comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l’étude expérimentale de l’étalement du corium, en particulier à l’aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l’oxyde d’uranium appauvri) réalisées sur l’installation VULCANO au CEA Cadarache. La première étape de l’analyse de ces essais consiste en l’interprétation des analyses matériaux à l’aide de modèles thermodynamiques de la solidification du corium. Connaissant pour chaque température, la répartition et les composition des phases présentes dans la coulée, on peut alors en estimer les propriétés physiques. L’arrêt de l’écoulement est contrôlé par les propriétés rhéologiques du corium, en particulier dans l’intervalle de solidification, ce qui nécessite de les étudier en détail. Les aspects hydrodynamiques, rhéologiques et thermodynamiques de l’écoulement de corium en cours de solidification ont pris en compte dans les modèles et codes de calcul qui sont validés à l’aide de ces essais et permettent de conforter le concept de récupérateur par étalement de l’EPR.

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Schmidt, Werner. « Influence of multidimensionality and interfacial friction on the coolability of fragmented corium ». [S.l. : s.n.], 2004. http://www.bsz-bw.de/cgi-bin/xvms.cgi?SWB11612016.

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

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Résumé :

Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), une défaillance dans le système de refroidissement du coeur ou de protection du réacteur peut conduire à un accident grave. Dans un tel scenario, les matériaux du coeur (combustible et acier) fondent pour former un mélange appelé corium susceptible d'interagir avec le réfrigérant (sodium). Une telle interaction (Fuel Coolant Interaction, FCI) peut générer des évènements énergétiques aptes à mettre en danger les structures du réacteur. La violence de l'explosion dépend essentiellement de l'état du mélange corium-sodium. Connaître les caractéristiques des trois phases en présence dans la zone d'interaction (corium, sodium liquide, vapeur de sodium) est donc crucial. Le manque de connaissances de la phénoménologie de l'interaction conduit à l'étudier au moyen de dispositifs expérimentaux. PLINIUS-2, la future plateforme expérimentale du CEA Cadarache consacrée aux grandes masses, sera dédiée à l'étude de la phénoménologie de l'interaction corium-réfrigérant (eau et sodium). L'objectif du présent travail est de développer, pour cette installation, un système d'imagerie basée sur des radiographies X afin de visualiser et de mieux comprendre l'interaction corium-sodium. Un algorithme de post-traitement de ces images a aussi été écrit afin de les analyser, d'en déduire la répartition des trois phases dans le système et de contribuer ainsi à l'amélioration de la modélisation numérique. Ce travail de thèse a été conduit en trois étapes. La première était consacrée à une étude bibliographique des expériences passées d'interaction corium-sodium et des mécanismes de fragmentation mis en jeu. Cette étude, complétée d'une analyse statistique des distributions de particules obtenue alors, a montré que les particules générées lors de ces expériences sont extrêmement fines avec des diamètres caractéristiques inférieurs au mm. Ces très petites tailles de particules combinées aux limites de détection de notre système d'imagerie nous ont amenés à travailler plutôt sur la détection de nuages de particules que de particules individuelles. Dans une deuxième étape, la simulation du nuage de particules de corium suivie de la conception de fantômes (maquettes 3D) représentant les trois phases du milieu ont été réalisées. Les simulations de nuages de fragments dans le sodium liquide et la vapeur ont été réalisées avec le logiciel CEA MODHERATO. Sur la base des résultats de ces calculs, certains fantômes ont été fabriqués afin de générer des images "réelles" à l'aide d'une chaîne d'imagerie existant au CEA. Ces fantômes représentatifs de la zone d'interaction corium-sodium ont été fabriqués pour faciliter le développement et la calibration du logiciel de traitement d'images. La troisième étape de cette thèse était dédiée à la conduite des expériences avec les fantômes 3D et au développement du logiciel de traitement des images ainsi obtenues. Les radiographies X des fantômes ont été générées à l'aide du système d'imagerie de l'installation KROTOS du CEA Cadarache. Les images ont ensuite été traitées avec le logiciel appelé PICSEL que nous avons développé afin de localiser les trois phases en présence dans la zone d'interaction. PICSEL a ensuite été appliqué à une expérience d'interaction corium-eau réalisée dans l'installation KROTOS dans le cadre du projet ALISA de collaboration Europe-Chine; ceci a permis une première validation du logiciel. Ainsi, lors de cette thèse, un système de radioscopie X a été défini pour visualiser l'interaction corium-sodium dans les expériences de la future installation PLINIUS-2 du CEA Cadarache. Une analyse qualitative des images produites par ce système (expériences menées avec des fantômes) est aussi réalisée avec le logiciel PICSEL développé lors de cette thèse afin de mieux caractériser le mélange, de mieux comprendre les mécanismes de l'interaction et de contribuer ainsi à l'amélioration de la sûreté des réacteurs à neutrons rapides
In Sodium-cooled Fast Reactors (SFR), hypothetical failure of the core cooling system or the plant protection system may lead to a severe accident scenario. In such a scenario, core materials (fuel and cladding) melt down generating a hot molten mixture called corium. This corium may interact with the coolant (liquid sodium) leading to Fuel Coolant Interaction (FCI) which can generate energetic events and hence jeopardize the reactor structures. The yield of these energetic events strongly depends on the state of the corium-sodium mixture prior to the energetic event. Therefore, the knowledge of the features of the mixture composed of three-phases (i.e., corium, liquid sodium, and sodium vapor) is crucial. The lack of knowledge on the phenomenology of the interaction emphasizes the need to study it with the help of experiments. PLINIUS-2, the future large-mass experimental platform of CEA Cadarache, will be dedicated to experiments aiming at understanding the interaction phenomenology of prototypic corium with coolant (sodium and water). The present research aims to develop a high-energy X-Ray imaging system for this facility, to visualize and better understand the corium-sodium interaction. An image-processing algorithm to analyze the three-phase repartition is also developed to contribute to the improvement of numerical modeling. This Ph.D. research has been executed in three steps. In the first step, a bibliographic study of the past experiments was carried out to better understand the physics of the interaction and the mechanism of fragmentation during corium-sodium interaction. This bibliographic study, along with a statistical analysis of the particle size distribution data of various experiments conducted in the past, revealed that the particles formed in these tests are extremely fine fragments with characteristic diameters smaller than 1 mm. Due to the small particle size and the detection limitations of corium fragments in sodium with our X-Ray system, clouds of particles were detected instead of individual particles. In the second phase, the simulation of clouds of corium particles followed by the designing of phantoms (3D mock-ups) representing the 3-phase medium was carried out. Simulations of clouds of corium fragments in liquid sodium and vapor were performed using the CEA Cadarache in-house tool MODHERATO. Based on the results obtained from the simulations, certain phantoms were designed to conduct some physical experiments. These phantoms representative of the FCI interaction zone were manufactured to experimentally evaluate the performance of the radioscopy system and to facilitate the development and calibration of the image processing software. The third step of this work was dedicated to performing experiments with the phantoms and analyzing the radiographic images by developing an image processing algorithm. Experiments were carried out with phantoms in several configurations with the X-Ray radiography system at the CEA Cadarache KROTOS facility. The radioscopic images obtained were treated by developing a new comprehensive image processing and analysis code called PICSEL to identify the three phases composing the medium. Further verification and validation of the PICSEL software were carried out on a test conducted between corium and water at the KROTOS facility under the Euro-Chinese project “ALISA”. Thus, in this Ph.D. research, an X-Ray imaging system was qualified to visualize the corium-sodium interaction in the future PLINIUS-2-FR facility. A qualitative analysis of the images produced by this system was also performed using the PICSEL software to better characterize the evolution of the three-phase mixture and understand the FCI phenomenon, knowledge of which is deemed essential to improve the safety and designs of future sodium-cooled fast reactors

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Hadj, Achour Miloud. « Fragmentation de métal liquide dans l'eau ». Thesis, Université de Lorraine, 2017. http://www.theses.fr/2017LORR0215/document.

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Résumé :

Le phénomène de dispersion/fragmentation du corium reste un des éléments les plus complexes et incertains de la modélisation d’un accident nucléaire. Afin de valider les modèles de sous-maille actuellement implémentés dans le logiciel MC3D (développé à l’IRSN), une expérimentation sans explosion de vapeur a été imaginée. Il s’agit d’un jet de métal liquide à bas point de fusion (métal de Field) interagissant avec de l’eau stagnante dans une cuve de large dimension. Cette thèse comporte deux volets ; le premier porte sur l’étude de la fragmentation dite secondaire d’une goutte isolée de métal de Field, à bas nombre de Weber. Dans ce but un dispositif expérimental GaLaD (générateur de goutte à la demande) a été conçu par nos soins. Cette partie a permis de faire une revue de littérature sur la fragmentation liquide-liquide, avec une comparaison quantitative de la fragmentation secondaire des gouttes uniques dans le cas liquide-liquide et dans le cas gaz-liquide. Le second volet concerne l’étude d’un jet de métal de Field, le dispositif GaLaD a pu être modifié de façon à pouvoir générer de petits jets de métal liquide dans l’eau. Les résultats obtenus ont permis une meilleure compréhension des phénomènes physiques mis en jeu avec un modèle d’entrainement diphasique pour modéliser le jet. Dans le cadre de cette thèse, un dispositif expérimental supplémentaire désigné par JaLaD est développé. Dans la suite, ce dispositif sera dédié à l’étude des jets dans l’eau et doit nous permettre de réinterpréter les données d’expériences classiques via de nouvelles mesures innovantes
The phenomenon of dispersion/fragmentation of corium remains one of the most complex and uncertain elements of nuclear accident modeling. In order to validate the sub-mesh models implemented in the MC3D software (developed by IRSN), an experiment without vapor explosion has been conceived. It consists of a low-melting liquid metal jet (Field metal) interacting with a stagnant water in a large tank. This thesis is divided into two parts ; the first one is related to the study of the so-called secondary fragmentation of an isolated drop of Field’s metal, for low Weber number. To this end, we designed an experimental device, GaLaD (drop-on-demand droplet generator). In this part, a literature review on liquid-liquid fragmentation is conducted with a quantitative comparison of the secondary fragmentation for a single drop in the liquid-liquid and the gas-liquid cases. The second part concerns the study of a jet of Field’s metal. For this purpose, GaLaD was modified, so as to be able to generate small jet of liquid metal in water. The obtained results allowed a better understanding of the physical phenomena involved in two-phase turbulent jet fragmentation. In the framework of this thesis, an additional experimental device designated by JaLaD is developed. Subsequently, this device will be dedicated to the study of metal jet in water and must allow us to reinterpret the data of classical experiments via new innovative measurement techniques

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Zuchuat, Olivier. « Transport de particules en milieu stochastique : application au calcul de réactivité d'un Corium / ». [S.l.] : [s.n.], 1995. http://library.epfl.ch/theses/?nr=1382.

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Hälg, Nicole. « Mikroskopischer Bau von Epidermis und Corium an definierten Stellen des Hornes vom Rind / ». [S.l.] : [s.n.], 2009. http://opac.nebis.ch/cgi-bin/showAbstract.pl?sys=000292608.

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

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Résumé :

Dans le cas hypothétique d'un accident grave de réacteur nucléaire, le coeur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s'étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes ? comme cela s'est produit à Tchernobyl? ou dans un récupérateur dédié à cet effet ? comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l'étude expérimentale de l'étalement du corium, en particulier à l'aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l'oxyde d'uranium appauvri) réalisées sur l'installation VULCANO au CEA Cadarache. La première étape de l'analyse de ces essais consiste en l'interprétation des analyses matériaux à l'aide de modèles thermodynamiques de la solidification du corium. Connaissant pour chaque température, la répartition et les composition des phases présentes dans la coulée, on peut alors en estimer les propriétés physiques. L'arrêt de l'écoulement est contrôlé par les propriétés rhéologiques du corium, en particulier dans l'intervalle de solidification, ce qui nécessite de les étudier en détail. Les aspects hydrodynamiques, rhéologiques et thermodynamiques de l'écoulement de corium en cours de solidification ont pris en compte dans les modèles et codes de calcul qui sont validés à l'aide de ces essais et permettent de conforter le concept de récupérateur par étalement de l'EPR.

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Sehgal, Bal Raj, Eberhard Altstadt, Hans-Georg Willschuetz et Frank-Peter Weiss. « Modelling of in-vessel retention after relocation of corium into the lower plenum ». Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-28586.

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Résumé :

Considering the unlikely core melt down scenario for a light water reactor (LWR) a possible failure mode of the reactor pressure vessel (RPV) and its failure time has to be investigated for a determination of the loadings on the containment. Worldwide several experiments have been performed accompanied with material properties evaluation, theoretical, and numerical work. At the Institute of Safety Research of the FZR a finite element model has been de-veloped simulating the thermal processes and the viscoplastic behaviour of the ves-sel wall. An advanced model for creep and material damage has been established and has been validated using experimental data. The thermal and the mechanical calculations are sequentially and recursively coupled. The model is capable of evalu-ating fracture time and fracture position of a vessel with an internally heated melt pool. The model was applied to pre- and post test calculations for the FOREVER test se-ries representing the lower head RPV of a PWR in the geometrical scale of 1:10. These experiments were performed at the Royal Institute of Technology in Stock-holm. The results of the calculations can be summarised as follows: # The creeping process is caused by the simultaneous presence of high tem-perature (>600 °C) and pressure (>1 MPa) # The hot focus region is the most endangered zone exhibiting the highest creep strain rates. # The exact level of temperature and pressure has an influence on the vessel failure time but not on the failure position # The failure time can be predicted with an uncertainty of 20 to 25%. This uncer-tainty is caused by the large scatter and the high temperature sensitivity of the viscoplastic properties of the RPV steel. # Contrary to the hot focus region, the lower centre of the vessel head exhibits a higher strength because of the lower temperatures in this zone. The lower part moves down without significant deformation. Therefore it can be assumed, that the vessel failure can be retarded or prevented by supporting this range. # The development of a gap between melt crust and vessel wall could not be proofed. First calculations for a PWR geometry were performed to work out differences and commonalities between prototypic scenarios and scaled experiments. The results of the FOREVER-experiments cannot be transferred directly to PWR geometry. The geometrical, mechanical and thermal relations cannot be scaled in the same way. Because of the significantly higher temperature level, a partial ablation of the vessel wall has to be to expected in the PWR scenario, which is not the case in the FOREVER tests. But nevertheless the FOREVER tests are the only integral in-vessel retention experiments up to now and they led to a number of important insights about the behaviour of a vessel under the loading of a melt pool and pressure.

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Sehgal, Bal Raj, Eberhard Altstadt, Hans-Georg Willschuetz et Frank-Peter Weiss. « Modelling of in-vessel retention after relocation of corium into the lower plenum ». Forschungszentrum Rossendorf, 2005. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A21686.

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Résumé :

Considering the unlikely core melt down scenario for a light water reactor (LWR) a possible failure mode of the reactor pressure vessel (RPV) and its failure time has to be investigated for a determination of the loadings on the containment. Worldwide several experiments have been performed accompanied with material properties evaluation, theoretical, and numerical work. At the Institute of Safety Research of the FZR a finite element model has been de-veloped simulating the thermal processes and the viscoplastic behaviour of the ves-sel wall. An advanced model for creep and material damage has been established and has been validated using experimental data. The thermal and the mechanical calculations are sequentially and recursively coupled. The model is capable of evalu-ating fracture time and fracture position of a vessel with an internally heated melt pool. The model was applied to pre- and post test calculations for the FOREVER test se-ries representing the lower head RPV of a PWR in the geometrical scale of 1:10. These experiments were performed at the Royal Institute of Technology in Stock-holm. The results of the calculations can be summarised as follows: # The creeping process is caused by the simultaneous presence of high tem-perature (>600 °C) and pressure (>1 MPa) # The hot focus region is the most endangered zone exhibiting the highest creep strain rates. # The exact level of temperature and pressure has an influence on the vessel failure time but not on the failure position # The failure time can be predicted with an uncertainty of 20 to 25%. This uncer-tainty is caused by the large scatter and the high temperature sensitivity of the viscoplastic properties of the RPV steel. # Contrary to the hot focus region, the lower centre of the vessel head exhibits a higher strength because of the lower temperatures in this zone. The lower part moves down without significant deformation. Therefore it can be assumed, that the vessel failure can be retarded or prevented by supporting this range. # The development of a gap between melt crust and vessel wall could not be proofed. First calculations for a PWR geometry were performed to work out differences and commonalities between prototypic scenarios and scaled experiments. The results of the FOREVER-experiments cannot be transferred directly to PWR geometry. The geometrical, mechanical and thermal relations cannot be scaled in the same way. Because of the significantly higher temperature level, a partial ablation of the vessel wall has to be to expected in the PWR scenario, which is not the case in the FOREVER tests. But nevertheless the FOREVER tests are the only integral in-vessel retention experiments up to now and they led to a number of important insights about the behaviour of a vessel under the loading of a melt pool and pressure.

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Denier, Caroline. « Détermination et modélisation de propriétés thermophysiques du corium pour des applications accidents graves ». Electronic Thesis or Diss., Orléans, 2023. https://theses.univ-orleans.fr/prive/accesESR/2023ORLE1073_va.pdf.

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Résumé :

Cette thèse porte sur la détermination et la modélisation de propriétés thermophysiques (masse volumique, viscosité et, tension de surface) de mélanges corium U-Zr-Fe-O représentatifs des conditions accidents graves en cuve, à des températures supérieures à 2000 °C. Pour cela, deux méthodes expérimentales sont employées de manière complémentaire : la lévitation aérodynamique (au CEMHTI, CNRS Orléans) et la pression maximale de bulle (au CEA Cadarache). Des mesures inédites de ces propriétés thermophysiques sont obtenues sur plusieurs compositions de corium en cuve U-Zr-O, avec différents degrés d'oxydation du zirconium, et ses composants (Fe et système Zr-O), avec une estimation des incertitudes de mesure, à la fois de chaque propriété mais aussi de la température. Suite aux essais, les compositions sont analysées par MEB-EDS, ce qui permet d'augmenter la fiabilité des données mesurées. En complément, une démarche de modélisation de la tension de surface par approche thermodynamique est initiée et sa faisabilité démontrée
This thesis deals with the determination and modelling thermophysical properties (density, viscosity and surface tension) of corium mix U-Zr-Fe-O representative of severe accident conditions inside the nuclear reactor vessel, at temperatures above 2000 °C. For such needs, two complementary experimental devices are used: aerodynamic levitation (at CEMHTI, CNRS Orléans) and maximum bubble pressure (at CEA Cadarache). Original measurement of those thermophysical properties are obtained on several in-vessel corium compositions (U-Zr-O) with various degree of zirconium oxidation, and separately on its components (Fe and Zr-O system). The uncertainties, both on measurement of the properties themselves and on temperature are assessed. Following the tests, sample compositions are analysed by SEM-EDS, thereby increasing the reliability of the measured data. In addition, a thermodynamic approach to surface tension modelling has been initiated and its feasibility demonstrated

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Zhong, Huaqiang. « A Study on the Coolability of Ex-vessel Corium by Late Top Water Flooding ». Thesis, KTH, Kärnkraftsäkerhet, 2011. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-37426.

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Résumé :

The molten core-concrete interaction (MCCI) is treated as one of the important phenomena that may lead to the late containment failure by basemat penetration in a hypothetical severe accident of light water reactors (LWRs). The earlier research has showed that heat transfer limitation exists for the coolability of ex-vessel corium by atop water flooding due to crust formation on the melt/water interface that will isolate melt from water. However, several cooling mechanisms were identified in a series of intense investigations. A code (CORQUENCH) was developed and updated to incorporate the newly identified cooling mechanisms for the better predictions of cavity erosion and corium cooling behaviors. A description about such cooling mechanisms (i.e., bulking cooling, water ingression, eruption and crust breach) and the concrete ablation models implemented in the code is presented in this thesis. The technical work in the thesis includes two parts: first, the verification and validation of the code were performed against the CCI tests from the OECD/MCCI projects; and then a reactor-scale simulation was carried out for MCCI and ex-vessel corium coolability of a reference PWR with LCS concrete. The calculations of CCI tests have a plausible agreement with the experimental data. The calculation predicts an optimistic result for the reactor case, and a fast quenching achieved at about 145 minutes. In addition, a sensitivity study was also conducted on several important parameters, i.e., concrete type, corium composition, water flooding time, atmosphere pressure, concrete ablation temperature, initial temperature, decay power, cavity geometry, concrete decomposition model and melt upper heat transfer model. An attempt to explain the physics of the different predicted phenomena is presented as well. Finally, comparative calculations were performed by the other codes (ASTEC and FinCCI) for the same reactor-scale configuration. Discrepancies are found in the results. Some suggestions are proposed to improve the CORQUENCH code.

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

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Résumé :

Ce travail de thèse porte sur la modélisation de la cinétique de stratification des phases liquides oxyde et métallique dans un bain de corium (système U-O-Zr-acier) du point de vue de la diffusion multi-composants et multiphasique. Cette démarche de recherche s’inscrit dans le cadre du développement d’une modélisation « fine » du comportement d’un bain de corium basée sur une approche CFD (« Computational Fluid Dynamics ») de la thermo-hydraulique. Elle vise à améliorer la compréhension des phénomènes mis en jeu et construire des lois de fermetures adéquates pour des modèles macroscopiques intégraux.Pour ce faire, la méthode du champ de phase couplée avec une fonctionnelle d’énergie utilisant la méthode CALPHAD se révèle être un outil pertinent.Dans une première partie, nous nous sommes intéressés au système binaire U-O. Nous avons développé un modèle à interface diffuse (basé sur une équation de Cahn-Hilliard) pour décrire la diffusion dans ce système. Nous avons procédé à la mise en place du couplage entre ce modèle et une base de données thermodynamiques CALPHAD, ainsi qu’au paramétrage d’un tel modèle avec en particulier une procédure d’élargissement de l’interface.Ensuite, dans le cadre d’une modélisation sur le système ternaire U-O-Zr nous avons proposé une généralisation du modèle à interface diffuse par le biais d’une hypothèse d’équilibre local des mécanismes d’oxydo-réduction. Nous avons porté une attention particulière à l’analyse de ce modèle par le biais de simulations numériques 1D en nous intéressant notamment à l’état stationnaire et aux profils de composition obtenus.Finalement, nous avons montré l’application de ce modèle au système U-O-Zr-Fe. Pour cela, nous avons considéré une configuration similaire aux essais expérimentaux à « petite échelle » relatifs à l’étude de la stratification d’un bain oxyde-métal
This Ph.D. topic is focused on the modelling of stratification kinetics for an oxide-metal corium pool (U-O-Zr-steel system) in terms of multicomponent and multiphase diffusion. This work is part of a larger research effort for the development of a detailed corium pool modelling based on a CFD approach (“Computational Fluid Dynamics”) for thermal-hydraulics. The overall goal is to improve the understanding of the involved phenomena and obtain closure laws for integral macroscopic models.The phase-field method coupled with an energy functional using the CALPHAD method appears to be relevant for this purpose.In a first part, this works has been focused on the U-O binary system. We have developed a diffuse interface model (based on a Cahn-Hilliard equation) in order to describe the diffusion process in this system. This model has been coupled with a CALPHAD thermodynamic database and its parameterization has been developed with, in particular, an upscaling procedure related to the interface thickness.Then, within the framework of a modelling for the U-O-Zr ternary system, we have proposed a generalization of the diffuse interface model through an assumption of local equilibrium for redox mechanisms. A particular attention was paid to the model analysis by 1D numerical simulations with a special focus on the steady state composition profiles.Finally we have applied this model to the U-O-Zr-Fe system. For that purpose, we have considered a configuration close to small-scale experimental tests dedicated to the study of oxide-metal corium pool stratification

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Marchetti, Mara. « Elastic properties characterization of nuclear fuels under extreme conditions ». Thesis, Montpellier, 2017. http://www.theses.fr/2017MONTS053/document.

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Résumé :

Ce travail de recherche vise à étudier les propriétés élastiques par microscopie acoustique du combustible nucléaire dans trois situations particulières: combustible en utilisation normale en réacteur nucléaire, combustible stocké après la période d’irradiation et combustible en conditions extrêmes suite à un accident nucléaire. Les mesures réalisées sur les échantillons irradiés ont conduit à plusieurs résultats majeurs: validation d’une loi corrélant la vitesse des ondes de Rayleigh à la densité du dioxyde d’uranium irradié ou frais; détermination de la porosité dans le combustible irradié; évaluation du gonflement de la matrice en fonction du taux de combustion dans la gamme 0-100 GWdt-1M; développement d'un modèle empirique capable de prévoir la variation de module de Young en fonction du taux de combustion en prenant même en compte la teneur en dopants (Gd2O3, CeO2) ; quantification de l’évolution du module de Young du combustible suite à l'endommagement en stockage ; premières mesures sur du corium. Enfin, grâce au lien entre les propriétés thermiques et élastiques, différentes propriétés thermiques de l'UO2 ont été calculées en mesurant la vitesse de l'onde de surface de Rayleigh seule
The focus of the present thesis is the determination of the elastic properties of nuclear fuel using high frequency acoustic microscopy. The nuclear fuel is considered under three different conditions: during its normal life in reactor, after its discharge and disposal in interim or long-term storage and subsequently to its severe degradation caused by a nuclear accident. Measurements performed on irradiated fuels allowed to validate a law between the density of fresh and irradiated fuel and the Rayleigh wave velocity; the determination of the irradiated fuel porosity and matrix swelling in the broad burnup range 0-100 GWdt-1M; the development of an empirical model capable of predicting the evolution of Young's modulus versus burnup correcting also for the additives content (Gd2O3, CeO2); Young's modulus evolution due to alpha-decay damage as in-storage condition; first corium measurements. Moreover, several UO2 thermal parameters were calculated only by means of the Rayleigh wave velocity thanks to the link between thermal and elastic properties

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Willschütz, H. G., E. Altstadt et M. Abendroth. « Thermo-mechanische Finite-Elemente-Modellierung zur Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Thermo-mechanical finite element modelling of in-vessel melt retention after corium relocation into the lower plenum ». Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-27910.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZD wurden Finite-Elemente-Modelle erstellt, die sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elastoplastische Mechanik der Behälterwand beschreibt. Die thermischen und mechanischen Berechnungen sind gekoppelt. Das Modell ist in der Lage, Versagenszeit und Versagensposition eines Behälters mit beheiztem Schmelzepool zu berechnen. Es existieren Modelle für die Druckwasserreaktortypen KONVOI und WWER-1000. Es wurden prototypische Szenarien mit und ohne externe Flutung des RDB untersucht, wobei die homogen und die segregierte Schmelzepoolkonfiguration betrachtet wurden. Zusätzlich wurde eine bruchmechanische Bewertung des Thermoschocks, der durch die externe Flutung entsteht, vorgenommen. Auf Grundlage der Experimente im Rahmen des ISTC-Projekts METCOR wurde außerdem die Auswirkung der thermochemischen Wechselwirkung zwischen Corium-Schmelze und RDB-Wand auf das Versagensverhalten des RDB untersucht. Das wichtigste Ergebnis ist, dass eine erfolgreiche Schmelzerückhaltung im RDB auch bei größeren Reaktoren möglich erscheint, wenn eine rechtzeitige Flutung der Reaktorgrube gelingt. Mittels einer statistischen Analyse wurden die Empfindlichkeiten von Ergebnissen gegenüber den Eingangsparametern und die Unsicherheiten der Ergebnisse quantifiziert. Considering the hypothetical core melt down scenario for a light water reactor (LWR) a possible failure mode of the reactor pressure vessel (RPV) and its failure time has to be investigated for a determination of the loadings on the containment. Several experiments have been performed accompanied with material properties evaluation, theoretical, and numerical work. At the Institute of Safety Research of the FZD finite element models have been developed simulating the thermal processes and the viscoplastic behaviour of the vessel wall. The thermal hydraulic and the mechanical calculations are coupled. The model is capable of evaluating fracture time and fracture position of a vessel with an internally heated melt pool. Models exist for the pressurised water reactor types KONVOI and VVER-1000. Prototypic scenarios with and without external flooding were investigated with consideration of homogeneous and segregated melt pool configurations. Additionally a fracture mechanic evaluation of the thermal shock, originating from the external flooding, was performed. Based on the experimental results of the ISTC project METCOR, the effects of the thermal chemical interaction between corium melt and vessel steel were investigated in the IVR scenarios. An important result of the project is that a successful in-vessel melt retention seems to be possible even for large reactors if the reactor pit can be filled with water before the corium melt is relocated to the lower plenum. By means of statistical analysis the sensitivity of results against input parameter variations was studied. The uncertainty of results was quantified.

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Willschütz, H. G., E. Altstadt et M. Abendroth. « Thermo-mechanische Finite-Elemente-Modellierung zur Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Thermo-mechanical finite element modelling of in-vessel melt retention after corium relocation into the lower plenum ». Forschungszentrum Dresden-Rossendorf, 2008. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A21618.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZD wurden Finite-Elemente-Modelle erstellt, die sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elastoplastische Mechanik der Behälterwand beschreibt. Die thermischen und mechanischen Berechnungen sind gekoppelt. Das Modell ist in der Lage, Versagenszeit und Versagensposition eines Behälters mit beheiztem Schmelzepool zu berechnen. Es existieren Modelle für die Druckwasserreaktortypen KONVOI und WWER-1000. Es wurden prototypische Szenarien mit und ohne externe Flutung des RDB untersucht, wobei die homogen und die segregierte Schmelzepoolkonfiguration betrachtet wurden. Zusätzlich wurde eine bruchmechanische Bewertung des Thermoschocks, der durch die externe Flutung entsteht, vorgenommen. Auf Grundlage der Experimente im Rahmen des ISTC-Projekts METCOR wurde außerdem die Auswirkung der thermochemischen Wechselwirkung zwischen Corium-Schmelze und RDB-Wand auf das Versagensverhalten des RDB untersucht. Das wichtigste Ergebnis ist, dass eine erfolgreiche Schmelzerückhaltung im RDB auch bei größeren Reaktoren möglich erscheint, wenn eine rechtzeitige Flutung der Reaktorgrube gelingt. Mittels einer statistischen Analyse wurden die Empfindlichkeiten von Ergebnissen gegenüber den Eingangsparametern und die Unsicherheiten der Ergebnisse quantifiziert. Considering the hypothetical core melt down scenario for a light water reactor (LWR) a possible failure mode of the reactor pressure vessel (RPV) and its failure time has to be investigated for a determination of the loadings on the containment. Several experiments have been performed accompanied with material properties evaluation, theoretical, and numerical work. At the Institute of Safety Research of the FZD finite element models have been developed simulating the thermal processes and the viscoplastic behaviour of the vessel wall. The thermal hydraulic and the mechanical calculations are coupled. The model is capable of evaluating fracture time and fracture position of a vessel with an internally heated melt pool. Models exist for the pressurised water reactor types KONVOI and VVER-1000. Prototypic scenarios with and without external flooding were investigated with consideration of homogeneous and segregated melt pool configurations. Additionally a fracture mechanic evaluation of the thermal shock, originating from the external flooding, was performed. Based on the experimental results of the ISTC project METCOR, the effects of the thermal chemical interaction between corium melt and vessel steel were investigated in the IVR scenarios. An important result of the project is that a successful in-vessel melt retention seems to be possible even for large reactors if the reactor pit can be filled with water before the corium melt is relocated to the lower plenum. By means of statistical analysis the sensitivity of results against input parameter variations was studied. The uncertainty of results was quantified.

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Tiwari, Vaishnvi. « A consistent approach for coupling lumped-parameter and phase-field models for in-vessel corium to thermodynamic databases ». Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLX087.

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Résumé :

Cette thèse de doctorat s’intéresse à la manière d’assurer une représentation thermodynamiquement consistante du corium en cuve (un mélange à haute température de matériaux fondus du cœur et des structures d’un réacteur nucléaire, décrit par le système U-O-Zr-acier) dans les modèles couplés de thermohydraulique-thermochimie mis en jeu pour l’étude des Accidents Graves (AG) des Réacteurs refroidis à l’Eau Légère (RELs), en particulier, pour la stratégie dite de rétention du corium en cuve. Dans ce contexte, l’utilisation d’une base de données thermodynamiques obtenue par la méthode CALPHAD apparait pertinente pour l’obtention des fermetures et données d’entrée des modèles de thermohydraulique et de thermochimie respectivement. Ces bases de données décrivent des modèles relatifs aux fonctions d’énergie de Gibbs des différentes phases possibles d’un système. Elles peuvent être utilisées pour évaluer les conditions possibles d’équilibre thermodynamique d’un système ainsi que ses propriétés thermodynamiques dans des conditions hors-équilibre.Dans ce travail, une approche systématique pour l’utilisation exhaustive de ces données CALPHAD dans les modèles couplés a été proposée. Les questions soulevées ont été traitées au travers de l’étude de modèles « maquettes » décrivant une partie des phénomènes relatifs au comportement du corium en cuve à des échelles macroscopique ou mésoscopique.Dans une première partie, la possibilité de construire les fermetures (sous la forme de relations enthalpie-température et de conditions locales d’équilibre) d’un modèle intégral à une échelle macroscopique à partir de données CALPHAD a été évaluée. En considérant le système ternaire U-O-Zr, ce modèle décrit le processus de solidification en front plan à la frontière d’un bain de corium fondu. Une seconde partie dans ce travail a été consacrée au développement d’une formulation générale pour des modèles à interface diffuse obtenus par une approche par champ de phase et s’adressant à la simulation de différents processus thermochimiques non-isothermes tels que la solidification ou la ségrégation de phase. Les questions relatives à la consistance thermodynamique du modèle ainsi qu’à la sélection de ses paramètres (en particulier, vis-à-vis de la mise à l’échelle de l’épaisseur d’interface) ont été traitées et des résultats numériques ont été discutés pour les systèmes binaires U-Zr et U-O dans des conditions isothermes
This Ph.D. thesis is focused on ensuring a thermodynamically consistent representation of in-vessel corium (a high temperature mixture of molten reactor core and structural materials, described as a U-O-Zr-steel system) in the coupled thermohydraulic-thermochemical models that are used for performing Severe Accident (SA) analysis of nuclear Light Water Reactors (LWRs); in particular, the In-Vessel Melt Retention (IVMR) Strategy. In this context, the use of a thermodynamic database obtained by the CALPHAD method seems relevant by providing closures and inputs to the thermohydraulic and thermochemical models respectively. These databases consist of models for Gibbs energy functions of the possible phases for a system that can be used to obtain the equilibrium thermodynamic description for the system as well as material thermodynamic properties for out-of-equilibrium conditions.Through this work, a systematic approach for ensuring extensive utilization of CALPHAD data in the coupled models has been developed, and the associated questions have been answered for ‘mock-up’ macroscopic and mesoscopic models developed for describing some of the phenomena pertaining to in-vessel corium behaviour.As a first step, the feasibility of using CALPHAD based closures (in the form of enthalpy-temperature relations and local equilibrium conditions) has been tested on the macroscopic model developed using the lumped parameter approach. Considering the ternary U-O-Zr system, this model describes the plane front solidification process at the boundary of a molten corium pool. The second part of the work is focused on the development of a general formulation for diffuse interface models under the phase-field approach, which can be used to simulate the kinetics of various thermochemical processes under non-isothermal conditions such as solidification and phase segregation. The questions related to the thermodynamic consistency of the model as well as its parameterization (in particular with respect to the up-scaling of the interface thickness) have been addressed and the numerical results have been discussed for binary U-Zr and U-O systems under isothermal conditions

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Barbé, Jean-Charles. « Sustentation sur film de gaz : application à l'étude de la rhéologie des mélanges corium-béton ». Grenoble INPG, 2000. http://www.theses.fr/2000INPG0088.

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Afin de controler l'ecoulement de melanges fondus de type corium-beton, nous cherchons un ordre de grandeur de la viscosite de ces materiaux tres corrosifs, radioactifs et a haut point de fusion ( 2500\c). Pour cela, nous avons qualifie et ameliore un dispositif de mesure sans contact : le viscosimetre a sustentation sur film de gaz, qui autorise des mesures de viscosites superieures ou egales a 1 pa. S, pour les temperatures requises. Afin de mieux comprendre le comportement de ces melanges, nous avons caracterise l'etat surfondu de melanges d'oxydes. Cela nous a permis de definir des limites d'utilisation de la methode d'urbain (estimation de la viscosite de ces melanges) et d'en proposer une modification pour mieux prendre en compte la structure de ces materiaux a l'etat surfondu et son influence sur leur viscosite. Nous avons applique la methode de mesure sur un alliage metallique binaire a l'etat semi-solide, choisi pour modeliser l'etat semi-solide des melanges corium-beton. La sedimentation n'autorise pas cette mesure, toutefois, nous avons montre que, pour les materiaux conducteurs, un brassage electromagnetique annule la sedimentation, sans pour autant perturber la mesure. De plus, nous proposons une exploitation de la mesure qui permet d'estimer la sensibilite de la viscosite au taux de cisaillement. Enfin, nous avons developpe un outil de simulation original qui decrit de facon tres satisfaisante l'evolution de la viscosite des alliages metalliques a l'etat semi-solide. Il reste maintenant a appliquer cet outil aux melanges d'oxydes a l'etat semi-solide.

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Jasiulevicius, Audrius. « Analysis methodology for RBMK-1500 core safety and investigations on corium coolabiblty during a LWR sever accidnet ». Doctoral thesis, KTH, Energy Technology, 2004. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-3703.

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Résumé :

This thesis presents the work involving two broad aspectswithin the field of nuclear reactor analysis and safety. Theseare: - development of a fully independent reactor dynamics andsafety analysis methodology of the RBMK-1500 core transientaccidents and - experiments on the enhancement of coolabilityof a particulate bed or a melt pool due to heat removal throughthe control rod guide tubes.

The first part of the thesis focuses on the development ofthe RBMK-1500 analysis methodology based on the CORETRAN codepackage. The second part investigates the issue of coolabilityduring severe accidents in LWR type reactors: the coolabilityof debris bed and melt pool for in- vessel and ex-vesselconditions.

The safety of the RBMK type reactors became an importantarea of research after the Chernobyl accident. Since 1989,efforts to adopt Western codes for the RBMK analysis and safetyassessment are being made. The first chapters of this Thesisdescribe the development of an independent neutron dynamics andsafety analysis methodology for the RBMK-1500 core transientsand accidents. This methodology is based on the codes HELIOSand CORETRAN. The RBMK-1500 neutron cross section library wasgenerated with the HELIOS code. The ARROTTA part of theCORETRAN code performs three dimensional neutron dynamicsanalysis and the VIPRE-02 part of the CORETRAN package performsthe rod bundle thermal hydraulics analysis. The VIPRE-02 codewas supplemented with additional CHF correlations, used inRBMK-type reactor calcula tions. The validation, verificationand assessment of the CORETRAN code model for RBMK-1500 wereperformed and are described in the thesis.

The second part of the thesis describes the in- vesselparticulate debris bed and melt pool coolabilityinvestigations. The role of the control rod guide tubes (CRGTs)in enhancing the coolability during a postulated severeaccident in a BWR was investigated experimentally. Thisinvestigation is directed towards the accident managementscheme of retaining the core melt within the BWR lowerhead.

The particulate debris bed coolability was also investigatedduring the ex-vessel severe accident situation, having a flowof non-condensable gases through the porous debris bed.Experimental investigations on the dependence of the quenchingtime on the non-condensable gas flow rate were carriedout.

The first chapter briefly presents the status ofdevelopments in both the RBMK- 1500 core analysis and thecorium coolability areas.

The second chapter describes the generation of the RBMK-1500neutron cross section data library with the HELIOS code. Thecross section library was developed for the whole range of thereactor conditions (i.e. for both cold and hot reactor states).The results of the benchmarking with the WIMS-D4 code andvalidation against the RBMK Critical Facility experiments isalso presented here. The HELIOS generated neutron cross sectiondata library provides a close agreement with the WIMS-D4 coderesults. The validation against the data from the CriticalExperiments shows that the HELIOS generated neutron crosssection library provides excellent predictions for thecriticality, axial and radial power distribution, control rodreactivity worths and coolant reactivity effects, etc. Thereactivity effects of voiding for the system, fuel assembly andadditional absorber channel are underpredicted in thecalculations using the HELIOS code generated neutron crosssections. The underprediction, however, is much less than thatobtained when the WIMS-D4 code generated cross sections areemployed.

The third chapter describes the work, performed towards theaccurate prediction, assessment and validation of the CHF andpost-CHF heat transfer for the RBMK- 1500 reactor fuelassemblies employing the VIPRE-02 code. This chapter describesthe experiments, which were used for validating the CHFcorrelations, appropriate for the RBMK-1500 type reactors.These correlations after validation were added to the standardversion of the VIPRE-02 code. The VIPRE-02 calculations werebenchmarked against the RELAP5/MOD3.3 code. It was found thatthese user-coded additional CHF correlations developed for theRBMK type reactors (Osmachkin, RRC KI and Khabenskicorrelations) and implemented into the code by the author,provide a good prediction of the CHF occurrence at the RBMKreactor nominal pressure range (at about 7 MPa). Transition andfilm boiling are also predicted well with the VIPRE-02 code forthis pressure range. It was found, that for the RBMK- 1500reactor applications, EPRI CHF correlation should be used forthe CHF predictions for the lower fuel assemblies of thereactor in the subchannel model of the RBMK-1500 fuel assembly.RRC KI and Bowring CHF correlations may be used for the upperfuel assemblies. For a single-channel model of the RBMK-1500fuel channel, Osmachkin, RRC KI and Bowring correlationsprovide the closest predictions and may be used for the CHFestimation. For the low coolant mass fluxes in the fuelchannel, Khabenski correlation can be applied.

The fourth chapter presents the verification of the CORETRANcode for the RBMK-1500 core analysis (HELIOS generated neutroncross section data, coupled CORETRAN 3-D neutron kineticscalculations and VIPRE-02 thermal hydraulic module). The modelwas verified against a number of RBMK-1500 plant data andtransient calculations. The new RBMK-1500 core model wassuccessfully applied in several safety assessment applications.A series of transient calculations, considered within the scopeof the RBMK-type reactor Safety Analysis Report (SAR), wereperformed. Several cases of the transient calculations arepresented in this chapter. The HELIOS/CORETRAN/VIPRE-02 coremodel for the RBMK-1500 is fully functional. The RBMK-1500 CPSlogic, added into the CORETRAN provides an adequate response tothe changes in the reactor parameters.

Chapters 5 and 6 describe the experiments and the analysisperformed on the coolability of particulate debris bed and meltpool during a postulated severe accident in the LWR. In theChapter 5, the coolability potential, offered by the presenceof a large number of the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) in theBWR lower head is presented. The experimental investigationsfor the enhancement of coolability possible with CRGTs wereperformed on two experimental facilities: POMECO (POrous MEdiumCOolability) and COMECO (COrium MElt COolability). Theinfluence of the coolant supply through the CRGT on the debrisbed dryout heat flux, debris bed and melt pool quenching time,crust growth rate, etc. were examined. The heat removalcapacity offered by the presence of the CRGT was quantifiedwith the experimental data, obtained from the POMECO and COMECOfacilities. It was found that the presence of the CRGTs in thelower head of a BWR offers a substantial potential for heatremoval during a postulated severe accident. Additional 10-20kW of heat were removed from the POMECO and COMECO testsections through the CRGT. This corresponds to the average heatflux on the CRGT wall equal to 100-300 kW/m2.

In the Chapter 6 the ex-vessel particulate debris bedcoolability is investigated, considering the non-condensablegases released from the concrete ablation process. Theinfluence of the flow of the non-condensable gases on theprocess of quenching a hot porous debris bed was considered.The POMECO test facility was modified, adding the air supply atthe bottom of the test section, to simulate the noncondensablegas release. The process was investigated for both high and lowporosity debris beds. It was found that for the low porositybed composition the countercurrent flooding limit could beexceeded, which would degrade the quenching process for suchbed compositions. The experimental results were analyzed withseveral CCFL models, available in the literature.

Keywords:RBMK, light water reactor, core analysis,transient analysis, reactor dynamics, RIA, ATWS, critical heatflux, post-CHF, severe accidents, particulate debris beds, meltpool coolability, BWR, CRGT, dryout, quenching, CCFL, crustgrowth, solidification, water ingression, heat transfer.

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Rahman, Saidur [Verfasser], et Eckart [Akademischer Betreuer] Laurien. « Coolability of corium debris under severe accident conditions in light water reactors / Saidur Rahman. Betreuer : Eckart Laurien ». Stuttgart : Universitätsbibliothek der Universität Stuttgart, 2013. http://d-nb.info/1044892471/34.

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Fritz-Chateau, Marielle. « Etude expérimentale et modélisation de réfractaires pour retention de corium : réactivité, fluage et endommagement sous sollicitations thermomécaniques ». Paris, ENMP, 1999. http://www.theses.fr/1999ENMP0876.

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Résumé :

Le renforcement des securites prevoit de placer un recuperateur en dessous de la cuve des reacteurs nucleaires pour prevenir toute degradation du radier en cas d'accident grave. L'objectif de notre etude est de caracteriser cette protection. De ce fait, nous avons caracterise les comportements chimiques, mecaniques et thermiques de refractaires de mullite, de magnesie et d'alumine-spinelle. Ce dernier est un beton qui tend a se consolider avec la temperature ; ses proprietes mecaniques sont fortement dependantes de l'etat de ses liaisons. Des essais de corrosion statique ont permis d'evaluer la resistance des refractaires face a des attaques de corium liquide. La mullite, seul materiau ayant reagi, a ete reduite par le corium synthetique. Le comportement mecanique des deux refractaires retenus a ete caracterise en flexion. Les resultats montrent l'influence de la consolidation de l'alumine-spinelle sur son comportement. Le comportement en fluage de ces deux refractaires a ete modelise par une loi d'ecrouissage cinematique avec restauration. Des essais de choc thermique, realises avec un four solaire, nous ont permis de solliciter les refractaires dans des conditions proches de l'accident. Les materiaux qui atteignent leur point de fusion en surface, sont le siege d'une fissuration en sous couche. L'identification du flux de chaleur par elements finis, a conduit a la construction d'un flux type pour la magnesie, et a la prise en compte des changements dont l'alumine-spinelle est le siege en cours de chauffage. Le calcul par elements finis en elasticite lineaire, des contraintes thermiques induites par le choc thermique sur les deux types d'eprouvettes, montre que l'endommagement a lieu des les basses temperatures en sous couche. En considerant un modele d'endommagement dissymetrique, active au-dela de la contrainte a rupture du materiau, nous obtenons des resultats realistes, tant en termes de contraintes que de localisation de la zone endommagée.

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Goronovski, Andrei. « Influence of In-vessel Pressure and Corium Melt Properties on Global Vessel Wall Failure of Nordic-type BWRs ». Thesis, KTH, Kärnkraftsäkerhet, 2013. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-139534.

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Résumé :

The goal of the present study is to investigate the effect of different scenarios of core degradation in a Nordic-type BWR (boiling water reactor) on the reactor pressure vessel failure mode and timing. Specifically we consider the effects of (i) in-vessel pressure, (ii) melt properties. Control rod guide tube (CRGT) cooling and cooling of the debris from the top are considered as severe accident management (SAM) measures in this study. We also consider the question about minimal amount of debris that can be retained inside the reactor pressure vessel (RPV). Analysis is carried out with coupled (i) Phase-change Effective Convectivity (PECM) model implemented in Fluent for prediction of the debris and melt pool heat transfer, and (ii) structural model of the RPV lower head implemented in ANSYS for simulation of thermo-mechanical creep. The coupling is done through transient thermal load predicted by PECM and applied as a boundary condition in ANSYS analysis. Results of the analysis suggest that applying only CRGT and top cooling is insufficient for maintaining vessel integrity with 0.4 m deep (~12 tons) corium melt pool. The failure of the vessel by thermally induced creep can be expected starting from 5.3 h after the dryout of the debris bed in the lower plenum. However, earlier failure of the instrumentation guide tubes (IGTs) is possible due to melting of the nozzle welding. The internal pressure in the vessel in the range between 3 to 60 bars has no significant influence on the mode and location of the global RPV wall failure. However, depressurization of the vessel can delay RPV wall failure by 46 min for 0.7 m (~ 30 tons) and by 24 min for 1.9 m (~ 200 tons) debris bed. For 0.7 m pool case, changes in vessel pressure from 3 to 60 bars caused changes in liquid melt mass and superheat from ~18 tons at 180 K to ~13 tons at 100 K superheat, respectively. The same changes in pressure for 1.9 m case caused changes in liquid melt mass and superheat from ~40 tons at 42 K to ~10 tons at about 8 K superheat, respectively. Investigation of the influence of melt pool properties on the mode and timing of the vessel failure suggest that the thermo-mechanical creep behavior is most sensitive to the thermal conductivity of solid debris. Both vessel wall and IGT failure timing is strongly dependent on this parameter. For given thermal conductivity of solid debris, an increase in Tsolidus or Tliquidus generally leads to a decrease in liquid melt mass and superheat at the moment of vessel wall failure. Applying models for effective thermal conductivity of porous debris helps to further reduce uncertainty in assessment of the vessel failure and melt ejection mode and timing. Only in an extreme case with Tsolidus, Tliquidus range larger than 600 K, with thermal conductivity of solid 0.5 W∙m‑1∙K‑1 and thermal conductivity of liquid melt 20 W∙m‑1∙K‑1, a noticeable vessel wall ablation and melting of the crust on the wall surface was observed. However, the failure was still caused by creep strain and the location of the failure remained similar to other considered cases.
APRI-8

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

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Résumé :

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l'Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d'une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l'étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l'Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d'intervenir lors d'un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l'étude dans les programme de R&D. Au cours d'un accident de fusion d'un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l'accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l'eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée "explosion de vapeur" qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l'apparition et le rendement d'une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet "effet matériau" a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l'ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d'un accident grave d'un réacteur nucléaire. Quelques exemples d'accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d'ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s'isolent d'un film de vapeur. ii) Déclenchement - le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l'ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l'eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...]

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Castrillon, Escobar Sebastian. « Instabilité et dispersion de jets de corium liquides : analyse des processus physiques et modélisation dans le logiciel MC3D ». Thesis, Université de Lorraine, 2016. http://www.theses.fr/2016LORR0102/document.

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Résumé :

Lors d’un accident grave dans un réacteur nucléaire (REP ou REB en particulier), le combustible fondu (corium) peut se déverser dans le réfrigérant (eau). L’interaction entre les deux fluides est appelée Interaction Combustible-Réfrigérant. Sous certaines conditions, cette interaction peut conduire à une «explosion de vapeur» qui peut menacer le confinement du réacteur nucléaire. L’ICR est une interaction de caractère multiphasique complexe où divers phénomènes physiques interviennent de manières couplées. Elle débute par une phase de mélange entre les fluides (prémélange), se traduisant par la fragmentation du corium et sa dispersion dans le réfrigérant. Ce processus de fragmentation impacte les échanges thermiques (ébullition et mise en mouvement du fluide environnant (réfrigérant)) et les processus chimiques (oxydation du corium et génération d’hydrogène). Cette thèse apporte de nouveaux éléments concernant la compréhension physique et la modélisation du phénomène de fragmentation du corium, dont l’objectif principal est d’améliorer la modélisation dans le logiciel de thermohydraulique multiphasique MC3D, développé par l’IRSN. L’étude proposée se base sur l’hypothèse de la modélisation de la fragmentation comme un phénomène multi-échelle avec un découplage entre taux de fragmentation du jet et dimension des gouttes résultantes. Elle suppose un processus de fragmentation qui est le résultat d’une déstabilisation primaire (passage jet -> grosses gouttes) pilotée par les grandes échelles de l’écoulement et d’un processus de déstabilisation secondaire menant à une fragmentation finale dépendante des paramètres plus «locaux» de l’écoulement. Nous avons conjugué notre modélisation avec une méthode de type MUSIG récemment introduite dans le logiciel MC3D. Les gouttes de corium y sont représentées, via un découpage en classes, par plusieurs champs de masse et d’énergie avec des diamètres distincts. Malgré les avancées dans la modélisation de la fragmentation, la compréhension des mécanismes et la caractérisation de la fragmentation des gouttes liquides est encore très imparfaite, particulièrement dans le cas liquide/liquide. Le travail de thèse s’est alors orienté vers l’analyse de ce processus en utilisant le logiciel de simulation GERRIS. L’étude conduit à proposer une nouvelle carte de régimes de fragmentation en configuration liquide/liquide, une compréhension plus approfondie de la dynamique de fragmentation et une analyse sur l’interaction vortex-goutte pilotant la transition entre les régimes
In the case of a severe accident in a nuclear power plant, the molten core may flow into water and interact with it. The consequences of this fuel-coolant interaction (FCI) for the follow-up of the accident may be numerous so the phenomenon needs to be described accurately, one of them called “steam explosion” can lead to the failure of the nuclear reactor containment. FCI is a complex multiphase interaction involving several physical phenomena. The premixing phase of the interaction consists in the fragmentation and dispersion of corium in the coolant pool. This phase is driven by the fragmentation process which modifies heat transfers (coolant boiling dynamics) and chemical reactions (corium oxidation and hydrogen generation). This thesis brings new elements about the corium jet and droplet breakup with the main goal of improve fragmentation models on the MC3D multiphase code, developed by the IRSN. Our study is based on a multi-scale fragmentation process where the jet fragmentation rate and final droplet dimensions are not coupled themselves. We suppose a fragmentation process resulting from a primary instability (mass transfer within jet and big droplets) depending on the large flow scales and a secondary instability depending on the small flow scales (leading to final droplet breakup). This model has been implemented in MC3D in combination with the MUSIG method recently added to MC3D. In this method, droplets are represented using several classes, each of them with their own droplet diameter, mass and energy fields. Despite new improvements on modeling corium fragmentation, there is still a lack on the comprehension and characterization on the liquid droplet fragmentation, particularly on liquid/liquid configurations. In this thesis, we study in detail droplet breakup using the computational fluid dynamics software GERRIS. As a result, we find a new droplet breakup classification in liquid/liquid configurations, we improve the droplet breakup dynamics comprehension and we analyze the droplet-vortex interaction to determine breakup regime transition

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

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Résumé :

La plate-forme expérimentale PLINIUS du CEA Cadarache est dédiée à l'étude expérimentale des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium est le mélange issu d'une hypothétique fusion du cœur et de son mélange avec les matériaux de structure. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente(utilisation d'uranium appauvri,...). Des programmes de recherches et des campagnes d'essais ont eu pour thème les propriétés physiques du corium, le comportement des produits de fission, l'étalement du corium, sa solidification et son interaction avec le béton, ainsi que sa refroidissabilité. Ils ont servi de cadre a la formation par la recherche de nombreux étudiants. Ces travaux ont été réalisés dans le cadre de collaborations nationales, européennes et internationales.

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Willschütz, Hans-Georg, et Eberhard Altstadt. « Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Zusammenfassung der bisherigen Ergebnisse des Projekts Nr. : 150 1254 ». Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-29227.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Es wurden bereits eine Reihe von Experimenten durchgeführt, welche Erkenntnisse hierüber liefern sollen. Begleitend wurden in Einzelversuchen Materialeigenschaften ermittelt, sowie theoretische und numerische Arbeiten durchgeführt. Für die Simulation von Experimenten zum Versagen der Bodenkalotte, wie OLHF oder FOREVER, ist es notwendig, Kriechen und Plastizität zu berücksichtigen. Gleichzeitig müssen geeignete Modelle das Temperaturfeld in der Behälterwand für die mechanischen Rechnungen bereitstellen. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZR wird ein Finite-Elemente-Modell erstellt, das sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elasto-plastische Mechanik der Behälterwand modelliert. Die bisher durchgeführten Arbeiten werden in diesem Bericht kurz erläutert und mit Beispielen belegt. Am FZR wurde ein Finite-Elemente-Model entwickelt, das die Verwendung von einfachen Kriechgesetzen, die mit ihren angepassten Konstanten nur für begrenzte Spannungs- und Temperaturbereiche gültig sind, umgeht. Stattdessen wird eine numerische Kriechdatenbasis angelegt, in der die Kriechdehnrate in Abhängigkeit von der Gesamtdehnung, der Temperatur und der Vergleichsspannung abgelegt ist. Eine wesentliche Aufgabe für diese Vorgehensweise besteht in der Generierung und Validierung der Kriechdatenbasis. Zusätzlich wurden alle relevanten temperaturabhängigen Materialeigenschaften mit entsprechenden Modellen in den Code eingegeben. Für die Bestimmung der Versagenszeit wurde ein Schädigungsmodel nach einem Vorschlag von Lemaitre implementiert. Die Validierung des numerischen Models erfolgt durch die Simulation von und den Vergleich mit Experimenten. Dies geschieht in 3 Stufen: zunächst werden einzelne einachsige Kriechversuche nachgerechnet, was als 1D-Problem bezeichnet wird. In der nächsten Stufe werden sogenannte "Rohrversagensexperimente" simuliert: das RUPTHER-14 und das "MPA-Meppen"-Experiment. Diese Experimnete werden als 2D-Probleme betrachtet. Schließlich kann das Modell auf skalierte 3D-Versuche angewendet werden, in denen die Bodenkalotte eines Druckwasserreaktors mit ihrer halbkugelförmigen Geometrie wiedergegeben wird. Ein Beispiel hierfür sind die FOREVER-Experimente. In Zusammenarbeit mit den Experimentatoren an der KTH in Stockholm wurden Pre- und Posttest-Rechnungen für diese bisher einzigartigen Experimente durchgeführt, deren Ergebnisse qualitativ und quantitativ sehr zufriedenstellend sind. Eine wichtige Frage im Rahmen dieser Arbeit ist die Vergleichbarkeit des französischen Reaktordruckbehälterstahls 16MND5 und des deutschen 20MnMoNi5-5, welche chemisch nahezu identisch sind. Da diese beiden Stähle ein ähnliches Verhalten zeigen, sollte es in gewissem Umfang zulässig sein, experimentelle und numerische Daten und Erkenntnisse zwischen beiden zu übertragen.

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Willschütz, Hans-Georg, et Eberhard Altstadt. « Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Zusammenfassung der bisherigen Ergebnisse des Projekts Nr. : 150 1254 ». Forschungszentrum Rossendorf, 2003. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A21748.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Es wurden bereits eine Reihe von Experimenten durchgeführt, welche Erkenntnisse hierüber liefern sollen. Begleitend wurden in Einzelversuchen Materialeigenschaften ermittelt, sowie theoretische und numerische Arbeiten durchgeführt. Für die Simulation von Experimenten zum Versagen der Bodenkalotte, wie OLHF oder FOREVER, ist es notwendig, Kriechen und Plastizität zu berücksichtigen. Gleichzeitig müssen geeignete Modelle das Temperaturfeld in der Behälterwand für die mechanischen Rechnungen bereitstellen. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZR wird ein Finite-Elemente-Modell erstellt, das sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elasto-plastische Mechanik der Behälterwand modelliert. Die bisher durchgeführten Arbeiten werden in diesem Bericht kurz erläutert und mit Beispielen belegt. Am FZR wurde ein Finite-Elemente-Model entwickelt, das die Verwendung von einfachen Kriechgesetzen, die mit ihren angepassten Konstanten nur für begrenzte Spannungs- und Temperaturbereiche gültig sind, umgeht. Stattdessen wird eine numerische Kriechdatenbasis angelegt, in der die Kriechdehnrate in Abhängigkeit von der Gesamtdehnung, der Temperatur und der Vergleichsspannung abgelegt ist. Eine wesentliche Aufgabe für diese Vorgehensweise besteht in der Generierung und Validierung der Kriechdatenbasis. Zusätzlich wurden alle relevanten temperaturabhängigen Materialeigenschaften mit entsprechenden Modellen in den Code eingegeben. Für die Bestimmung der Versagenszeit wurde ein Schädigungsmodel nach einem Vorschlag von Lemaitre implementiert. Die Validierung des numerischen Models erfolgt durch die Simulation von und den Vergleich mit Experimenten. Dies geschieht in 3 Stufen: zunächst werden einzelne einachsige Kriechversuche nachgerechnet, was als 1D-Problem bezeichnet wird. In der nächsten Stufe werden sogenannte "Rohrversagensexperimente" simuliert: das RUPTHER-14 und das "MPA-Meppen"-Experiment. Diese Experimnete werden als 2D-Probleme betrachtet. Schließlich kann das Modell auf skalierte 3D-Versuche angewendet werden, in denen die Bodenkalotte eines Druckwasserreaktors mit ihrer halbkugelförmigen Geometrie wiedergegeben wird. Ein Beispiel hierfür sind die FOREVER-Experimente. In Zusammenarbeit mit den Experimentatoren an der KTH in Stockholm wurden Pre- und Posttest-Rechnungen für diese bisher einzigartigen Experimente durchgeführt, deren Ergebnisse qualitativ und quantitativ sehr zufriedenstellend sind. Eine wichtige Frage im Rahmen dieser Arbeit ist die Vergleichbarkeit des französischen Reaktordruckbehälterstahls 16MND5 und des deutschen 20MnMoNi5-5, welche chemisch nahezu identisch sind. Da diese beiden Stähle ein ähnliches Verhalten zeigen, sollte es in gewissem Umfang zulässig sein, experimentelle und numerische Daten und Erkenntnisse zwischen beiden zu übertragen.

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Baichi, Mehdi. « Contribution à l'étude du corium d'un réacteur nucléaire accidenté : aspects puissance résiduelle et thermodynamique des systèmes U-UO2 et UO2-ZrO2 ». Grenoble INPG, 2001. http://www.theses.fr/2001INPG0066.

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Résumé :

Ce travail est une contribution à l'étude de la délocalisation précoce et au relâchement des produits de fission lors de la formation d'un corium issu d'un accident de réacteur nucléaire. Le premier axe de ce travail est l'analyse du refroidissement du corium. Nous avons calculé la contribution à la puissance de chaque élément du corium au cours du temps. Les éléments majoritaires sont représentés mais l'ajout du Pu, Mo et Nb a été proposé. La prise en compte des dernières données expérimentales de relâchement aboutit à une perte de 25% de puissance résiduelle hors du corium entre l'arrêt d'urgence et dix jours. Le second axe de réflexion concerne la délocalisation précoce observée lors des expériences Vercors. Une sélection critique sur les systèmes U-UO2 et UO2-ZrO2 est réalisée. Pour compléter les données peu nombreuses et incohérentes des mesures d'activité thermodynamique par spectrométrie de masse ont été effectuées. L'activité de UO2 sur UO2-ZrO2 présente une déviation positive par rapport à l'idé à 2200 K et se rapproche de l'idéalité à 2400K. Toutes les données ont été utilisées pour optimiser les systèmes avec Thermo-Calc. Ce travail a permis de calculer les ternaires et de définir l'orientation des conodes nécessaires pour analyser la densité des phrases métalliques et oxydes du corium.

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Pham, Quynh Trang. « Transferts de chaleur et de masse dans un bain liquide avec fusion de la paroi et effets de composition ». Thesis, Grenoble, 2013. http://www.theses.fr/2013GRENI007/document.

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Résumé :

Ce travail traite de la thermohydraulique d’un bain de melt couplée à la physicochimie pour ladescription du comportement de mélanges de matériaux (non-eutectiques).On décrit le transitoire d’établissement de température dans un liquide avec dégagement de puissancevolumique en présence de solidification sur une paroi refroidie. Le modèle développé à cet effet estvalidé par rapport aux résultats des essais LIVE réalisés à KIT. Dans les conditions de ces essais onmontre que la température d’interface suit la température liquidus (correspondant à la composition dubain liquide) pendant le transitoire d’établissement de la température dans le bain et des croûtessolides.Par ailleurs, on propose un modèle d’interaction entre un liquide non-eutectique (soumis à dissipationvolumique de puissance) et une paroi fusible dont la température de fusion est inférieure à latempérature liquidus du bain. Les prédictions du modèle sont comparées aux résultats des essaisARTEMIS 2D. On en déduit une nouvelle formulation de la température d’interface (inférieure àliquidus température) entre le liquide et la couche pâteuse en paroi
This work deals with the thermal-hydraulics of a melt pool coupled with the physical chemistry for thepurpose of describing the behaviour of mixtures of materials (non-eutectic).Evolution of transient temperature in a liquid melt pool heated by volumetric power dissipation hasbeen described with solidification on the cooled wall. The model has been developed and is validatedfor the experimental results given by LIVE experiment, performed at Karlsruhe Institute ofTechnology (KIT) in Germany. Under the conditions of these tests, it is shown that the interfacetemperature follows the liquidus temperature (corresponding to the composition of the liquid bath)during the whole transient. Assumption of interface temperature as liquidus temperature allowsrecalculating the evolution of the maximum melt temperature as well as the local crust thickness.Furthermore, we propose a model for describing the interaction between a non-eutectic liquid meltpool (subjected to volumetric power dissipation) and an ablated wall whose melting point is below theliquidus temperature of the melt. The model predictions are compared with results of ARTEMIS 2Dtests. A new formulation of the interface temperature between the liquid melt and the solid wall(below liquidus temperature) has been proposed

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MAURIZI, ANNE. « Reactivite chimique a haute temperature dans le systeme (u, zr, fe, o). Contribution a l'etude de la zircone comme recuperateur de corium ». Paris 6, 1996. http://www.theses.fr/1996PA066617.

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Résumé :

Notre travail s'est inscrit dans le cadre d'un programme de gestion des accidents nucleaires envisageant de placer sous la cuve des reacteurs un recuperateur destine a confiner le corium resultant de la fusion du coeur. D'apres l'etude bibliographique que nous avons realisee, la zircone stabilisee semble le materiau refractaire le mieux adapte pour remplir ce role, compte tenu des contraintes physico-chimiques, mecaniques et thermiques imposees au recuperateur. Nos recherches ont permis d'etablir la nature des interactions zircone/fer a haute temperature, et de determiner certaines donnees experimentales sur le quaternaire (u, zr, fe, o), systeme modele du corium. Dans un premier temps, nous avons etabli par spectrometrie de masse a haute temperature la position du liquidus pour une composition proche du corium dans le systeme (u, zr, o) a 2000c. La solubilite de l'oxygene dans un alliage (u, zr, o) liquide avec u/zr = 1,5 est de l'ordre de 7 atome %. En atmosphere oxydante, la reaction entre la zircone et le fer se traduit par la formation d'une solution solide zircone stabilisee - oxyde de fer. L'incorporation d'une quantite pouvant atteindre 10 atome % de fer stabilise la zircone cubique et modifie les parametres de maille. La valence et la localisation des atomes de fer dans la structure de type fluorine ont ete etudiees par spectroscopie mossbauer. La penetration du fer dans la zircone a ete mesuree en fonction du temps et de la temperature entre 1500 et 2400c apres chauffage par induction haute frequence, a la fois sur des creusets de laboratoire et des briques commerciales. Le processus est regi par une energie d'activation de l'ordre de 80 kj/mol. Les resultats demontrent que la zircone est capable d'absorber de facon efficace le fer oxyde.

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Schmidt, Werner [Verfasser]. « Influence of multidimensionality and interfacial friction on the coolability of fragmented corium / IKE, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, Universität Stuttgart. Werner Schmidt ». Stuttgart : IKE, 2004. http://d-nb.info/973256095/34.

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Konovalikhin, Maxim. « Investigations of Melt Spreading and Coolability in a LWR Severe accident ». Doctoral thesis, KTH, Energy Technology, 2001. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-3244.

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Willschütz, Hans-Georg, et Eberhard Altstadt. « Beitrag zur Modellierung der Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum : Berechnung des Temperaturfeldes und der viskoplastischen Verformung der Behälterwand ». Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-28799.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreak-tor (LWR) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Es wurden bereits eine Reihe von Experimenten durchge-führt, welche Erkenntnisse hierüber liefern sollen. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZR wurde ein Finite-Elemente-Modell er-stellt, das sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elasto-plastische Mechanik der Behälterwand beschreibt. Dabei wurde ein fortgeschrittenes Modell für das Kriechen und für die Materialschädigung entwickelt und an Hand von experimentellen Daten validiert. Die thermischen und mechanischen Berechnungen sind rekursiv und sequentiell gekoppelt. Das Modell ist in der Lage, Versagenszeit und Versagensposition eines Behälters mit beheiztem Schmelzepool zu berechnen. Das Modell wurde für Voraus- und Nachrechnungen der FOREVER-Experimente, die den RDB eines LWR im Maßstab 1:10 nachbilden, angewendet. Diese Experimente wurden an der KTH Stockholm durchgeführt. Die Ergebnisse der Berechnungen sind qualitativ und quantitativ sehr zufriedenstellend. Erste Rechnungen für eine LWR-Geometrie wurden durchgeführt, um Unterschiede und Gemeinsamkeiten zwischen prototypischen Szenarien und skalierten Experi-menten herauszuarbeiten.

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Willschütz, Hans-Georg, et Eberhard Altstadt. « Beitrag zur Modellierung der Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum : Berechnung des Temperaturfeldes und der viskoplastischen Verformung der Behälterwand ». Forschungszentrum Rossendorf, 2005. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A21706.

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Résumé :

Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreak-tor (LWR) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Es wurden bereits eine Reihe von Experimenten durchge-führt, welche Erkenntnisse hierüber liefern sollen. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZR wurde ein Finite-Elemente-Modell er-stellt, das sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elasto-plastische Mechanik der Behälterwand beschreibt. Dabei wurde ein fortgeschrittenes Modell für das Kriechen und für die Materialschädigung entwickelt und an Hand von experimentellen Daten validiert. Die thermischen und mechanischen Berechnungen sind rekursiv und sequentiell gekoppelt. Das Modell ist in der Lage, Versagenszeit und Versagensposition eines Behälters mit beheiztem Schmelzepool zu berechnen. Das Modell wurde für Voraus- und Nachrechnungen der FOREVER-Experimente, die den RDB eines LWR im Maßstab 1:10 nachbilden, angewendet. Diese Experimente wurden an der KTH Stockholm durchgeführt. Die Ergebnisse der Berechnungen sind qualitativ und quantitativ sehr zufriedenstellend. Erste Rechnungen für eine LWR-Geometrie wurden durchgeführt, um Unterschiede und Gemeinsamkeiten zwischen prototypischen Szenarien und skalierten Experi-menten herauszuarbeiten.

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Guillaumé, Mathieu. « Modélisation de l'interaction entre le cœur fondu d'un réacteur à eau pressurisée et le radier en béton du bâtiment réacteur ». Thesis, Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 2008. http://www.theses.fr/2008INPL107N/document.

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Résumé :

Les accidents graves de centrales nucléaires ont une probabilité d’occurrence très faible, mais compte tenu des risques encourus, il est nécessaire de savoir prédire l’évolution de l’accident. Dans le scénario le plus critique, le dégagement de chaleur induit par la désintégration des produits de fission entraînerait la fusion du cœur et la formation d’un magma (« corium ») qui tomberait sur le radier en béton du bâtiment réacteur, provoquant sa fusion. L’objectif des études est d’évaluer la vitesse de fusion du béton. Dans ce contexte, le travail effectué dans cette thèse se situe dans la continuité du modèle de ségrégation de phases développé par Seiler et Froment, et s’appuie sur les résultats expérimentaux des essais ARTEMIS. D’une part, nous avons développé un nouveau modèle de transferts à travers le milieu interfacial. Ce modèle fait intervenir trois mécanismes de transfert : la conduction, la convection et un dégagement de chaleur latente. D’autre part, nous avons revu la modélisation couplée du bain et du milieu interfacial, ce qui a conduit au développement de deux nouveaux modèles : « le modèle liquidus », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de résistance au transfert de soluté, et le « modèle à épaisseur de milieu interfacial constante », pour lequel on suppose qu’il n’y a pas de dissolution du milieu interfacial. Le modèle à épaisseur de milieu interfacial constante permet de prédire correctement les valeurs expérimentales de la vitesse de fusion du béton et de la température du bain, dans les essais 3 et 4 tandis que le modèle liquidus, appliqué aux essais 2 et 6, prédit correctement l’évolution de la vitesse de fusion et de la température du bain
Severe accidents of nuclear power plants are very unlikely to occur, yet it is necessary to be able to predict the evolution of the accident. In some situations, heat generation due to the disintegration of fission products could lead to the melting of the core. If the molten core falls on the floor of the building, it would provoke the melting of the concrete floor. The objective of the studies is to calculate the melting rate of the concrete floor. The work presented in this report is in the continuity of the segregation phase model of Seiler and Froment. It is based on the results of the ARTEMIS experiments. Firstly, we have developed a new model to simulate the transfers within the interfacial area. The new model explains how heat is transmitted to concrete: by conduction, convection and latent heat generation. Secondly, we have modified the coupled modelling of the pool and the interfacial area. We have developed two new models: the first one is the “liquidus model”, whose main hypothesis is that there is no resistance to solute transfer between the pool and the interfacial area. The second one is “the thermal resistance model”, whose main hypothesis is that there is no solute transfer and no dissolution of the interfacial area. The second model is able to predict the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 3 and 4, with the condition that the obstruction time of the interfacial area is about 105 s. The model is not able to explain precisely the origin of this value. The liquidus model is able to predict correctly the evolution of the pool temperature and the melting rate in the tests 2 and 6

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Lecoanet, Alexandre. « Étude de l'ablation d'une paroi solide par un jet liquide ». Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2021. http://www.theses.fr/2021LORR0015.

Texte intégral

Résumé :

En cas de fusion du cœur d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na), il est important d’extraire le corium ainsi produit du cœur. Pour ce faire, il est possible d’insérer au sein du cœur du réacteur des tubes de déchargement débouchant dans le collecteur froid. Ils permettraient d’évacuer le corium vers un récupérateur placé dans le fond de la cuve du réacteur. Ce récupérateur faciliterait le refroidissement du corium, en augmentant sa surface d’échange avec le sodium. Néanmoins, le jet de corium sortant des tubes de déchargement à une température supérieure à 2 000 K impacterait le récupérateur qui subirait alors une ablation conséquente. Dans le but d’améliorer la compréhension physique du phénomène d’ablation et de fournir de nouvelles données de validation aux futurs codes de calculs qui seront utilisés pour les études de sûreté, une installation expérimentale mettant en œuvre le système eau liquide / glace transparente a été imaginée et conçue. Elle permet d’obtenir des visualisations en temps réel de la progression du front d’ablation, ce qui est une première à notre connaissance. Au cours de la thèse, cette installation, nommée Hot AblatioN of a SOlid by a Liquid - Observations (HAnSoLO), a été mise en place. La phénoménologie de l’ablation a ainsi pu être étudiée. Des données ont été obtenues concernant la vitesse d’ablation dans l’axe et ont permis des comparaisons avec celles disponibles au sein de la littérature. Nous avons ensuite entrepris une analyse de la forme de la cavité qui rend compte des transferts locaux de chaleur et de masse dus à la thermohydraulique au sein de celle-ci. Enfin, plusieurs modèles physiques ont été proposés et comparés aux résultats expérimentaux. L’installation expérimentale mise en place et les données générées serviront de support à d’autres études, notamment numériques
In case of core meltdown in a sodium-cooled fast reactor (SFR), it is important to remove the corium, formed from the core. To do so, discharge tubes connecting the core to the sodium plenum can be implemented within the reactor core. They could drive the corium toward a core-catcher placed in the lower part of the vessel. As corium should spread on it, its cooling would be enhanced by increasing its exchange surface with surrounding sodium. Nevertheless, as the corium jet’s temperature would be above 2 000 K, the core-catcher could therefore undergo substantial thermal attack and be ablated. To improve understanding of the ablation process and to provide new validation data for CFD codes, an experimental setup using simulant materials (ie. water and transparent ice) was designed and built. It allows for realtime visualization of ablation. It is the first time that someone has obtained such data, to the best of our knowledge. During the PhD project, this setup named Hot AblatioN of a SOlid by a Liquid - Observations (HAnSoLO) was built. Ablation phenomenology was thus studied. Data were obtained on the ablation velocity along the jet axis and allowed for comparisons with some scaling laws from the literature. Then, an analysis of the cavity which helps understanding the local heat and mass transfer linked to thermal-hydraulics was undertaken. Finally, several new physical models were compared with experimental data. The experimental setup implemented, and the database will be the basis for future studies

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Willschütz, Hans-Georg. « CFD-Calculations to a Core Catcher Benchmark ». Forschungszentrum Dresden, 2010. http://nbn-resolving.de/urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-30419.

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Résumé :

There are numerous experiments for the exploration of the corium spreading behaviour, but comparable data have not been available up to now in the field of the long term behaviour of a corium expanded in a core catcher. The difficulty consists in the experimental simulation of the decay heat that can be neglected for the short-run course of events like relocation and spreading, which must, however, be considered during investigation of the long time behaviour. Therefore the German GRS, defined together with Battelle Ingenieurtechnik a benchmark problem in order to determine particular problems and differences of CFD codes simulating an expanded corium and from this, requirements for a reasonable measurement of experiments, that will be performed later. First the finite-volume-codes Comet 1.023, CFX 4.2 and CFX-TASCflow were used. To be able to make comparisons to a finite-element-code, now calculations are performed at the Institute of Safety Research at the Forschungszentrum Rossendorf with the code ANSYS/FLOTRAN.For the benchmark calculations of stage 1 a pure and liquid melt with internal heat sources was assumed uniformly distributed over the area of the planned core catcher of a EPR plant. Using the Standard-k-e-turbulence model and assuming an initial state of a motionless superheated melt several large convection rolls will establish within the melt pool. The temperatures at the surface do not sink to a solidification level due to the enhanced convection heat transfer. The temperature gradients at the surface are relatively flat while there are steep gradients at the ground where the no slip condition is applied. But even at the ground no solidification temperatures are observed. Although the problem in the ANSYS-calculations is handled two-dimensional and not three-dimensional like in the finite-volume-codes, there are no fundamental deviations to the results of the other codes.

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Willschütz, Hans-Georg. « CFD-Calculations to a Core Catcher Benchmark ». Forschungszentrum Rossendorf, 1999. https://hzdr.qucosa.de/id/qucosa%3A21868.

Texte intégral

Résumé :

There are numerous experiments for the exploration of the corium spreading behaviour, but comparable data have not been available up to now in the field of the long term behaviour of a corium expanded in a core catcher. The difficulty consists in the experimental simulation of the decay heat that can be neglected for the short-run course of events like relocation and spreading, which must, however, be considered during investigation of the long time behaviour. Therefore the German GRS, defined together with Battelle Ingenieurtechnik a benchmark problem in order to determine particular problems and differences of CFD codes simulating an expanded corium and from this, requirements for a reasonable measurement of experiments, that will be performed later. First the finite-volume-codes Comet 1.023, CFX 4.2 and CFX-TASCflow were used. To be able to make comparisons to a finite-element-code, now calculations are performed at the Institute of Safety Research at the Forschungszentrum Rossendorf with the code ANSYS/FLOTRAN.For the benchmark calculations of stage 1 a pure and liquid melt with internal heat sources was assumed uniformly distributed over the area of the planned core catcher of a EPR plant. Using the Standard-k-e-turbulence model and assuming an initial state of a motionless superheated melt several large convection rolls will establish within the melt pool. The temperatures at the surface do not sink to a solidification level due to the enhanced convection heat transfer. The temperature gradients at the surface are relatively flat while there are steep gradients at the ground where the no slip condition is applied. But even at the ground no solidification temperatures are observed. Although the problem in the ANSYS-calculations is handled two-dimensional and not three-dimensional like in the finite-volume-codes, there are no fundamental deviations to the results of the other codes.

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