Dissertationen: „Sûreté des réacteurs nucléaires“

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Perdu, Fabien. „Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires“. Université Joseph Fourier (Grenoble), 2003. http://www.theses.fr/2003GRE10215.

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L'étude complète des réacteurs à sels fondus, destinés à une production massive et durable d'énergie nucléaire, doit coupler les aspects neutronique, hydraulique et thermique. Ce couplage, intégrant les codes MCNP et trio - U, est entrepris dans le cadre du prototype MSRE, où il donne des résultats très proches de l'expérience. L'extrapolation de cette étude permet de proposer des modifications pour améliorer les coefficients de sûreté des réacteurs à sels fondus de puissance. Un deuxième volet concerne les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, dévolus à l'incinération des déchets radioactifs. Nous proposons une méthode de mesure absolue de la réactivité prompte à partir de la décroissance suivant une impulsion de neutrons. Elle ne suppose connue que la distribution des temps entre générations de neutrons, caractéristique du réacteur. Cette méthode est appliquée aux réqultats de l'expérience MUSE 4 et présente une erreur relative sur la réactivité inférieure à 5%.

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Capellan, Nicolas. „Couplage 3D neutronique thermohydraulique : développement d’outils pour les études de sûreté des réacteurs innovants“. Paris 11, 2009. http://www.theses.fr/2009PA112296.

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Les études relatives aux réacteurs nucléaires font appel à plusieurs disciplines dont les principales sont la neutronique et la thermo-hydraulique. Les phénomènes physiques qui se déroulent dans le cœur d’une centrale nucléaire comme la réaction en chaîne des fissions nucléaires, le mouvement des fluides et les transferts de chaleur se couplent de manière forte et complexe. De part l’avancement des connaissances dans ces disciplines et la croissance massive de la puissance des ordinateurs, cette complexité phénoménologique peut aujourd’hui être simulée en des temps raisonnables. C’est pour cette raison que les codes de neutronique stochastiques, dits Monte Carlo, sont bien plus utilisés de nos jours que par le passé. Un grand intérêt de ce type de code probabiliste réside dans leur aptitude à reproduire « fidèlement » la réalité sans recours à des approximations de modélisation. C’est dans ce contexte que cette thèse a été initiée : coupler un code Monte Carlo de neutronique à un code de thermo-hydraulique cœur afin d’assurer une description la plus précise possible des conditions de fonctionnement d’un cœur de réacteur nucléaire. Ces travaux s’inscrivent dans une démarche évolutionnaire motivée par les exigences accrues de la sûreté, d’optimisation des ressources et de minimisation des déchets pour les systèmes nucléaires du futur. Ce manuscrit présente la méthodologie employée pour le développement d’un couplage externe automatisé entre le code Monte Carlo MCNP et le code de thermo-hydraulique/thermique COBRA-EN. Cette recherche d’une meilleure performance et précision des outils de calcul s’accompagne de nouveaux types de problèmes physico-numériques à résoudre, dont les principaux sont exposés dans ce mémoire. La validation du schéma couplé a été réalisée sur un cas très complexe de cœur de réacteur et a permis de prouver la robustesse des développements entrepris et la faisabilité d’un tel couplage
Nuclear reactors are complex systems and modelling of their behaviour involves several sub-disciplines of physics. The most important are the neutronics, which governs the neutron transport and chain reaction in the core, and thermal-hydraulics, which treats the fluid flow of the coolant and the heat transfer from the fuel. These two different physical phenomena are coupled in reactor cores in a complex way: the fission chain reaction affects the heat produced and hence fuel and coolant temperatures and densities, and in turn, these affect the cross sections for the nuclear reactions. Thanks to the massive growth in computer power over the last few decades it is only now that it is possible to imagine simulation of this phenomenological complexity in a reasonable time. For this reason stochastic neutronics codes of the Monte Carlo type are used much more widely than in the past. They offer the great advantage of the ability of this type of probabilistic code resides in their ability to reproduce to "faithfully" re-produce reality without recourse to modelling approximations. It is in this context that the following thesis work has been performed: a generic coupling of a Monte-Carlo based neutronics code to a thermal-hydraulics code to ensure the most accurate 3-dimensional description possible of operating conditions in a reactor core. This work is driven by the new demands for future reactor generations of increased security, the optimization of natural resources and the minimization of nuclear waste production. This manuscript presents the methodology for the development of an automated external coupling between the Monte Carlo based neutron transport code, MCNP, and the thermal-hydraulics/thermic code, COBRA-EN. The development these new and high precision simulation tools was accompanied with new physical-numeric problems which had to be solved. The problems encountered are highlighted in the manuscript. Finally, the validation of the coupled scheme was carried out on a complex, heterogeneous benchmark in order to prove the robustness of the code developments undertaken and the feasibility of such coupling

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Maury, Cécile. „Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)“. Phd thesis, Université Pierre et Marie Curie - Paris VI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00807954.

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Dans le cadre du projet de réacteur nucléaire à neutrons rapides et caloporteur sodium baptisé ASTRID, le CEA cherche à développer des techniques d'analyse innovantes afin de surveiller la pureté chimique du sodium liquide. L'objectif est de détecter des situations incidentelles telles que les ruptures de gaine, les fuites dans le générateur de vapeur ou dans les pompes du circuit primaire, et la corrosion accélérée, qui entraînent la contamination du caloporteur par certains éléments. Les techniques d'analyse élémentaire basées sur l'ablation laser et la spectroscopie d'émission sont particulièrement adaptées à cette problématique, car elles permettent de réaliser des mesures directes et à distance de tout type d'échantillons. Parmi elles, la spectroscopie sur plasma induit par laser (LIBS) et l'ablation laser couplée à la fluorescence induite par laser (LA-LIF) ont été sélectionnées pour cette étude. L'objectif de cette thèse est la détermination de la sensibilité de ces deux techniques pour la détection d'impuretés dans le sodium liquide. Les limites de détection de la LIBS et de la LA-LIF sont calculées pour des analytes modèles à partir du tracé de droites d'étalonnage. Elles sont respectivement de l'ordre de la ppm massique et de l'ordre de la centaine de ppb massiques. Ces résultats sont ensuite extrapolés théoriquement aux autres analytes d'intérêt. Les résultats montrent la faisabilité de la détection et du suivi des concentrations des produits de corrosion des aciers dans le sodium liquide. Cependant, la LIBS est plus robuste et plus simple de mise en oeuvre et serait par conséquent mieux adaptée à une implantation en centrale nucléaire.

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Billard, Yvan. „Contribution à l'étude des transferts de fluides au sein d'une paroi en béton : application au cas des enceintes de confinement en conditions d'épreuve et accidentelle“. Lyon, INSA, 2003. http://theses.insa-lyon.fr/publication/2003ISAL0015/these.pdf.

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L'objectif de ce travail est l'étude des transferts de fluides induits par deux types de sollicitations (épreuve d'étanchéité et accident de type APRP), au sein d'une paroi en béton intégrant les inhomogénéité et les singularités susceptibles d'être présentes au sein d'une enceinte de confinement de réacteur nucléaire. Après l'étude de différents bétons, centrée sur les perméabilités et les types d'écoulements gazeux mis en jeu, la phase expérimentale a permis de tester à l'échelle 1 (1,3m d'épaisseur) et en condition d'épreuve et accidentelle, une composition de béton respectant un critère de représentativité. La phase de modélisation est menée avec le modèle Thermo-Hydro-Mécanique des milieux poreux non saturés, récemment implanté dans le Code_Aster d'EDF. La synthèse des observations physiques et des simulations numériques contribue à mieux cerner les différents rôles de la structure poreuse, notamment sur la transposition entre un débit en air et un débit en air + vapeur
The aim of this work is to contribute to the study of the transfers of fluids induced by two types of loading (periodic air tightness tests and LOCA type) in the case of a concrete wall integrating in homogeneities and singularities capable to exist within a containment wall of nuclear reactor. After the study of various concretes, focused on permeabilities and types of gaseous flow considered, the experimental phase has permitted to simulate air tightness test and accidental condition on a concrete specimen (scale 1 - thickness equal to 1. 3rn) respecting a representativeness criterion. The numerical investigation is carried out with the Thermal-Hydro-Mechanic of non-saturated porous media model, recently implemented in Code_Aster® (developed by EDF). The synthesis of the physical observations and the numerical simulations contributes to improve the knowledge of different roles of the porous structure notably concerning the transposition between an air leak flow and an air + steam leak flow

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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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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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Le, Duy Tu Duong. „Traitement des incertitudes dans les applications des études probabilistes de sûreté nucléaire“. Troyes, 2011. http://www.theses.fr/2011TROY0022.

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L’objectif principal de cette thèse est de proposer une démarche de traitement des incertitudes paramétriques et des incertitudes de modèle affectant les résultats des indicateurs de risque utilisés dans les applications des Etudes Probabilistes de Sûreté nucléaire (EPS). Après étude des limites de l’approche probabiliste traditionnelle pour modéliser les incertitudes dans les EPS, une méthodologie de traitement dans le cadre de la théorie de Dempster-Shafer a été proposée. Cette démarche se décompose en cinq étapes principales. La première étape concerne la modélisation des incertitudes paramétriques par les fonctions de croyance et de plausibilité selon les données fournies dans les EPS. La second étape correspond à la propagation des ces incertitudes à travers le modèle de risque pour représenter les incertitudes associées aux indicateurs de risque calculés en sortie. Les incertitudes de modèle sont ensuite intégrées dans la troisième étape en prenant en compte des modèles de risque alternatifs. La quatrième étape a pour objectif de fournir aux décideurs des informations nécessaires pour la prise de décision en présence d’incertitudes (paramétriques et de modèle) et d’autre part d’identifier les incertitudes d’entrée ayant des contributions importantes sur le résultat. Enfin, la dernière étape boucle le processus en étudiant la mise à jour des fonctions de croyances en présence des nouvelles données. La méthodologie proposée a été mise en œuvre sur une application réelle simplifiée du modèle EPS
The aim of this thesis is to propose an approach to model parameter and model uncertain-ties affecting the results of risk indicators used in the applications of nuclear Probabilistic Risk assessment (PRA). After studying the limitations of the traditional probabilistic approach to represent uncertainty in PRA model, a new approach based on the Dempster-Shafer theory has been proposed. The uncertainty analysis process of the pro-posed approach consists in five main steps. The first step aims to model input parameter uncertainties by belief and plausibility functions ac-cording to the data PRA model. The second step involves the propagation of parameter uncertainties through the risk model to lay out the uncertainties associated with output risk indicators. The model uncertainty is then taken into account in the third step by considering possible alternative risk models. The fourth step is intended firstly to provide decision makers with information needed for decision making under uncertainty (parametric and model) and secondly to identify the input parameters that have significant uncertainty contributions on the result. The final step allows the process to be continued in loop by studying the updating of beliefs functions given new data. The pro-posed methodology was implemented on a real but simplified application of PRA model

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Cistâkov, Andrej. „Etude du potentiel de transmutation et des caractéristiques de sûreté d'un système hybride : accélérateur - réacteur sous critique“. Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11038.

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L'objectif de la presente these est d'etudier le potentiel de transmutation des dechets radioactifs dans des systemes innovants de type reacteur hybride. La description generale de differents projets concernant ce systeme est presentee. Les parametres physiques de base, comme le surplus neutronique et l'importance de la source externe sont expliques. Pour ces parametres, les valeurs numeriques ont ete evaluees. On a indique l'avantage du systeme a neutrons rapides du au surplus neutronique eleve. Le modele d'equilibre et les toxicites de differents isotopes et de cycles nucleaires sont presentes. Pour valider le modele, les evaluations numeriques de la convergence vers l'etat d'equilibre sont effectuees. L'analyse detaillee de la consommation de neutrons par les produits de fission a vie longue transmutables (comme tc, i et cs) montre la possibilite d'incineration ces isotopes dans les reacteurs hybrides a spectre rapide dedies. Les etudes sur la situation d'equilibre montrent l'importance des pertes au retraitement. Les relations entre les inventaires specifiques (la masse normalisee par l'energie) du combustible dans les reacteurs thermiques et rapides ont ete analysees. Les ecarts sont relativement faibles. Finalement, certains projets de reacteurs hybrides avec des objectifs differents sont etudies. Ils permettent, apres avoir etabli quelques scenarios de parc nucleaire de montrer leur capacite a reduire la radiotoxicite. L'analyse preliminaire des accidents dans le reacteur sous-critique montre le grand potentiel de ce systeme dans les transitoires neutroniques rapides du cur, meme si des etudes approfondies sont necessaires.

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Pometko, Serguei͏̈. „Modélisation, dans un logiciel de sûrete, du comportement d'un bain liquide de matériaux fondus au cours d'un accident grave dans un coeur de réacteur“. Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11004.

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L'objectif de cette these etait de comprendre les mecanismes du transfert de chaleur dans les bains de corium et de proposer une modelisation coherente de ce phenomene tres important pour le scenario d'un accident grave dans les logiciels de surete nucleaire. Le modele devait retrouver a la fois la distribution de temperature dans le bain et le profil de flux a la paroi caracteristiques de la convection naturelle, sans avoir recours a la resolution des equations de navier-stokes, trop lourde pour un logiciel de surete. La modelisation que nous avons proposee consiste a determiner un champ de vitesses schematique dans le bain, sur un maillage simple, a l'aide des correlations de la couche limite existantes. Ce champ de vitesses est utilise ensuite dans la resolution numerique de l'equation transitoire de bilan d'energie, contenant le terme convectif. Pour calculer les echanges thermiques avec les parois, les correlations experimentales existantes sont utilisees. La qualification du modele a ete faite sur des essais en eau et en uo#2, et par comparaison a des calculs numeriques avec un logiciel specialise de thermohydraulique. Le modele a ete etendu ensuite de facon a pouvoir traiter un bain stratifie: bain d'oxydes au-dessous et bain de metaux au-dessus. Trois modeles complementaires ont ete introduits pour la representation de l'echange thermique et de la formation d'une croute oxyde a l'interface entre le bain metallique et le bain d'oxydes. Une methode d'integration appropriee du modele du bain homogene au logiciel de degradation du cur icare2 (ipsn) a ete developpee. Les calculs effectues avec le modele integre a icare2 ont clairement demontre le bon fonctionnement du modele propose, une fois integre, ainsi que l'importance de la prise en compte de la convection naturelle dans un bain

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Maury, Cécile. „Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaire à neutrons rapides refroidis au sodium“. Paris 6, 2012. http://www.theses.fr/2012PA066428.

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Andriolo, Lena. „Impact des combustibles sphere-pac innovants sur les performances de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI067/document.

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Les futurs réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) doivent remplir les critères GEN-IV à savoir présenter des qualités d'économie, de sûreté améliorée, de résistance à la prolifération et de minimisation des déchets. Ce projet de thèse est dédié à l'étude de l'impact des combustibles innovants (spécialement le combustible oxyde sphere-pac chargé en actinides mineurs) sur les performances de sûreté des RNR-Na dédiés à la transmutation.Le code de calcul SIMMER-III, développé à l'origine pour les phases avancées d'un accident grave, est utilisé pour les simulations. Ce code a été étendu dans le cadre de cette thèse afin d'améliorer la simulation de la phase primaire de l'accident, en introduisant le traitement des effets en réactivité liés à la dilatation du cœur et les spécificités du combustible sphere-pac (conductivité thermique, gap). Les transitoires complets (de la phase d'initiation aux phases avancées) sont simulés avec cette version étendue du code. Dans le cadre de cette thèse, les propriétés thermiques du combustible sphere-pac ont été modélisées et adaptées à SIMMER. Une méthodologie innovante tenant compte des effets en réactivité liés à la dilation thermique du cœur dans un maillage Eulérien et dans le cadre de la cinétique spatiale a ensuite été développée. A chaque pas de temps, les dimensions et densités dilatées sont calculées pour chaque cellule suite aux variations de températures. Des facteurs correctifs sont appliqués aux densités dilatées pour obtenir une configuration équivalente (en réactivité) ayant les dimensions non-dilatées et des densités modifiées. De nouvelles sections efficaces sont calculées à partir de ces densités et l'effet en réactivité lié à la dilatation est calculé. Les résultats sont prometteurs pour des dilatations uniformes et non-uniformes. Des limitations dans le cas de dilatations non-uniformes ont été identifiées et des calculs neutroniques ont été effectués en vue de futurs développements SIMMER. Les résultats préliminaires sont encourageants. Enfin, deux cœurs RNR-Na, issus du précédent projet CP-ESFR, ont été modélisés avec des combustibles sphere-pac : le Working Horse et le CONF2 (présentant un plénum sodium élargi pour une diminution de l'effet de vide sodium). Des analyses de sûreté ont été effectuées afin de fournir une première évaluation du comportement du combustible sphere-pac comparé au combustible pastille. Les deux options sont analysées en situation nominale et accidentelle (accident de perte de débit primaire) en début de vie du cœur et après irradiation. Les analyses révèlent deux phases à considérer en début de vie pour le combustible sphere-pac. Au démarrage du réacteur, ce combustible n'est pas restructuré et sa conductivité thermique est très inférieure à celle du combustible pastille. Après quelques heures sous irradiation, il se restructure suite aux importants gradients de température, ce qui améliore sa conductivité. Il se comporte alors de façon similaire au combustible pastille. Ce travail a également permis d'évaluer le comportement accidentel du cœur CONF2 qui subit un transitoire doux, prouvant que le large plénum sodium prévient efficacement de larges insertions de réactivité positive. Cependant, avec l'ajout d'américium ou suite à l'irradiation, des excursions de puissance et de réactivité plus prononcées sont observées. Ce travail a permis de démontrer que le combustible sphere-pac ne semble pas causer de problèmes de sûreté spécifiques comparé au combustible pastille, dans les conditions de simulations actuelles. La prise en compte des effets en réactivité liés à la dilatation du cœur avec cette version étendue de SIMMER retarde et réduit le potentiel énergétique lors d'un accident. Les analyses confirment également l'action atténuante du plénum sodium sur les transitoires conduisant à la vidange du sodium du coeur. Le comportement du combustible sphere-pac dans ces conditions ouvre une perspective à son utilisation en RNR-Na
Future sodium cooled fast reactors (SFRs) have to fulfill the GEN-IV requirements of enhanced safety, minimal waste production, increased proliferation resistance and high economical potential. This PhD project is dedicated to the evaluation of the impact of innovative fuels (especially minor actinides bearing oxide sphere-pac fuels) on the safety performance of advanced SFRs with transmutation option. The SIMMER-III code, originally tailored to mechanistically analyze later phases of core disruptive accidents, is employed for accident simulations. During the PhD project, the code has been extended for a better simulation of the early accident phase introducing the treatment of thermal expansion reactivity effects and for taking into account the specifics of sphere-pac fuels (thermal conductivity and gap conditions). The entire transients (from the initiating event to later accident phases) have been modeled with this extended SIMMER version. Within this PhD work, first the thermo-physical properties of sphere-pac fuel have been modeled and casted into SIMMER-III. Then, a new computational method to account for thermal expansion feedbacks has been developed to improve the initiation phase modeling of the code. The technique has the potential to evaluate these reactivity feedbacks for a fixed Eulerian mesh and in a spatial kinetics framework. At each time step, cell-wise expanded dimensions and densities are calculated based on temperature variations. Density factors are applied to the expanded densities to get an equivalent configuration (in reactivity) with original dimensions and modified densities. New cross sections are calculated with these densities and the reactivity of the equivalent configuration is computed. The developed methods show promising results for uniform and non-uniform expansions. For non-uniform expansions, model improvement needs have been identified and neutronics simulations have been carried out to support future SIMMER extensions. Preliminary results are encouraging. In the third part of the PhD, two core designs with conventional and sphere pac fuels are compared with respect to their transient behavior. These designs were established in the former CP-ESFR project: the working horse core and the optimized CONF2 core (with a large sodium plenum above the core for coolant void worth reduction). The two fuel design options are compared for steady state and transient conditions (Unprotected Loss of Flow accident, ULOF) either at beginning of life (BOL) or under irradiated conditions. Analyses for sphere-pac fuel reveal two main phases to consider at BOL. At start-up, the non-restructured sphere-pac fuel shows a low thermal conductivity compared to pellet fuel of same density. However, the fuel restructures quickly (in a few hours) due to the high thermal gradients and its thermal conductivity recovers. The fuel then shows a behavior close to the pellet one. The study also shows that the CONF2 core leads to a very mild transient for a ULOF accident at BOL. The large upper sodium plenum seems to effectively prevent large positive reactivity insertions. However, stronger reactivity and power peaks are observed under irradiated conditions or when americium is loaded in the core and lower axial blanket. This PhD work demonstrates, under current simulation conditions, that sphere-pac fuels do not seem to cause specific safety issues compared to standard pellet fuels, when loaded in SFRs. The accurate simulation of core thermal expansion reactivity feedbacks by means of the extended SIMMER version plays an important role in the accident timing (simulations confirm the expected delay in the first power peak) and on the energetic potential compared to the case where these feedbacks are omitted. The analyses also confirm the mitigating impact of a large sodium plenum on transients with voiding potential. The behavior of sphere-pac fuel in these conditions opens a perspective to its practical application in SFRs

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Duflot, Nicolas. „Les mesures d'importance fiabilistes issues des études probabilistes de sûreté nucléaire : contrôle des incertitudes et nouvelles applications pour l'aide à la décision“. Troyes, 2007. http://www.theses.fr/2007TROY0010.

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Les mesures d’importance probabilistes issues des études probabilistes de sûreté (EPS) nucléaires permettent de mesurer l’importance vis-à-vis du risque des événements qui y sont modélisés. La première partie de cette thèse présente le cadre actuel d’utilisation de ces indicateurs. Ceux-ci interviennent dans des processus industriels de prise de décision influant sur la sûreté des centrales nucléaires. Dans la deuxième partie de cette thèse, nous tâchons ainsi de répondre aux impératifs de fiabilité et de simplicité qui s’imposent aux mesures d’importance en proposant une approche permettant de minimiser les incertitudes de modélisation. Nous y présentons aussi un nouveau processus de troncation du jeu de coupes de référence qui permet un calcul rapide, automatique et précis des mesures d’importance. Dans le cadre d’une application croissante des EPS pour l’aide à la décision, nous avons étudié l’extension des mesures d’importance à des groupes d’événements. Ainsi, nous présentons, dans la troisième partie, la définition de l’importance d’événements tels que la défaillance d’un système ou la perte d’une fonction, et leurs applications potentielles. Les EPS étant aussi considérées comme un outil utile à la conception de nouvelles centrales, la quatrième partie propose une démarche de conception reposant sur l’utilisation des mesures d’importance classiques ainsi que sur de nouvelles mesures d’importance
This PhD thesis deals with the importance measures based on nuclear probabilistic safety analyses (PSA). With these indicators, the importance towards risk of the events considered in the PSA models can be measured. The first part of this thesis sets out the framework in which they are currently used. The information extracted from importance measures evaluation is used in industrial decision-making processes that may impact the safety of nuclear plants. In the second part of the thesis, we thus try to meet the requirements of reliability and simplicity with an approach minimising the uncertainties due to modelling. We also lay out a new truncation process of the set of the minimal cut set (MCS) corresponding to the baseline case which allows a quick, automatic and precise calculation of the importance measures. As PSA are increasingly used in risk-informed decision-making approaches, we have examined the extension of importance measures to groups of basic events. The third part of the thesis therefore presents the definition of the importance of events such as the failure of a system or the loss of a function, as well as their potential applications. PSA being considered to be a useful tool to design new nuclear power plants, the fourth part of the thesis sketches out a design process based both on classical importance measures and on new ones

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Brovchenko, Mariya. „Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR“. Phd thesis, Université de Grenoble, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00956589.

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Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del'étude du potentiel de déploiement d'un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l'énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l'objet d'études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d'un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l'analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l'influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l'objectif de l'étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d'évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l'unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l'étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l'état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l'état embryonnaire du design, font qu'un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d'accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués.

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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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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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Prévot, Pierre. „Développement d'outils académiques pour la conception et la sûreté de réacteurs innovants : premières applications au dimensionnement de SMR refroidis à l'eau légère et chargés en thorium“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAY041/document.

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Les réacteurs de 4ème génération ont pour objectif l’avènement d’un nucléaire durable susceptible de soutenir la transition énergétique. Anticipant un possible retard, dû à des difficultés techniques et économiques, des solutions innovantes inspirées des technologies actuelles (REP) sont à l’étude. Ces réacteurs à haute conversion nécessitent le développement d’outils académiques simples et robustes adaptés aux phases de la conception et capables :- D’évaluer les performances du combustible (burnup). Cet aspect est géré par l’environnement C++ SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), ici adapté et complété pour modéliser l’évolution du combustible à l’échelle de l’assemblage comme à l’échelle du cœur.- D’évaluer les performances de sûreté, ce qui nécessite le couplage entre la neutronique, ici approximée par la théorie de la diffusion et résolue par la NDM (Nodal Drift Method), et la thermohydraulique dont le traitement est simplifié dans le code BATH (Basic Approach to ThermalHydraulics). Le couplage NDM/BATH a fait l’objet d’une validation sur un benchmark d’éjection de grappe.Nos outils et méthodes de conception sont appliqués au dimensionnement de SMR sous-modérés à eau légère fonctionnant soit au Th/U soit au Th/Pu. Outre les critères usuels de conception (i.e. facteur de forme), il s’est avéré nécessaire, pour la crédibilité du concept, de spécifier la gestion de la réactivité, ce qui a mené au développement d’une méthodologie d’optimisation des poisons consommables. L’analyse de sûreté a permis de poser de nouveaux critères de conception, notamment sur le niveau maximal de sous-modération permettant d’éviter la crise d’ébullition nucléée. Cela a également mis en lumière les implications sur la sûreté de certains choix de conception comme le fonctionnement avec un inventaire réduit en bore soluble
The Generation IV of nuclear reactors aims at making the nuclear energy a sustainable power source, able to contribute efficiently to the energetic transition. To anticipate the delay of this Gen. IV, innovative retro-fitted nuclear reactors with high level of conversion are studied. The conception of such reactors needs the development of a flexible and robust academical tool box in order to:- Evaluate fuel performance. This is done by means of SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), the dedicated CNRS C++ framework, which is adapted to perform burnup calculation both at assembly scale and at core scale.- Evaluate safety performance. This implies coupled transient simulation between neutronics and thermohydraulics. Neutronics is handled by the Nodal Drift Method (NDM) which solves the diffusion equations while thermohydraulics is simplified and computed by the code Basic Approach to ThermalHydraulics (BATH). This coupling between NDM/BATH has been validated on a Rod Ejection Accident (REA) benchmark.Ours tools and methods are applied on the design of sub-moderated water-cooled SMR cores using either Th/U or Th/Pu fuel. In addition to basic conception criteria such as the form factor, the reactivity management has been investigated in details, which has led to the development of a new methodology for optimal used of burnable poisons. The safety analysis against REA highlights new conceptions limits, in particular on the maximal sub-moderating ratio in order to avoid nucleate boiling. It also reveals the consequences on the reactor safety of some design choices such as low soluble boron inventory

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Volat, Ludovic. „Développement d’une méthode stochastique de propagation des incertitudes neutroniques associées aux grands coeurs de centrales nucléaires : application aux réacteurs de génération III“. Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0330/document.

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Les réacteurs nucléaires de génération III s'inscrivent dans la continuité des réacteurs à eau sous pression actuels, tout en présentant un certain nombre d'améliorations en terme de sûreté, de rendement et d'environnement.Parmi les caractéristiques de ces réacteurs, la taille importante du coeur et l'utilisation d'un réflecteur lourd se traduisent par une meilleure efficacité neutronique et une meilleure protection de la cuve.Du fait de leur grande taille, le risque de basculement de la nappe de puissance neutronique est exacerbé. Le basculement est donc un paramètre d'intérêt à prendre en compte dans les études de sûreté. Par ailleurs, le calcul de l'incertitude associée à la nappe de puissance neutronique est difficilement atteignable par les méthodes déterministes actuellement implémentées dans les codes de neutronique.Ce travail de thèse a donc porté sur le développement d'une méthode stochastique innovante de propagation des incertitudes neutroniques. Tout en étant basée sur des résultats probabilistes, elle tire parti de la puissance croissante des moyens de calcul informatique afin de parcourir tous les états du réacteur statistiquement prévus.Après avoir été validée, cette méthode a été appliquée à un benchmark de grand coeur de l'OCDE/AEN avec des valeurs de covariances issues d'une analyse critique. Ainsi, pour ce système, l'incertitude associée au facteur de multiplication effectif des neutrons keff $(1\sigma)$ vaut 638 pcm . Par ailleurs, le basculement total vaut 8.8 \% $(1\sigma)$, et l'incertitude maximale associée à l'insertion d'un groupe de barres absorbantes utilisées pour son pilotage vaut 11~\% $(1\sigma)$
Generation III Light Water Reactors undoubtedly follow design guidelines comparable to those of current PWRs. Furthermore, they take advantage of enhanced features in terms of safety, energy efficiency, radiation protection and environment. Then, we talk about an evolutionary approach. Amongst those improvements, the significant size and the use of a heavy reflector translate into a better neutronics efficacy, leading to intrinsic enrichment benefits then to natural uranium profits. They contribute to the core vessel preservation as well.Because of their large dimensions, the neutronic bulge of this kind of reactors is emphasized. Therefore, it is a parameter of interest in the reactor safety studies. Nevertheless, the uncertainty related to the radial power map is hardly reachable by using the numerical methods implemented in the neutronics codes.Given the above, this PhD work aims to develop an innovative stochastic neutronics uncertainties propagation method. By using recent probabilistic results, it makes good use of the growing calculation means in order to explore all the physical states of the reactor statiscally foreseen.After being validated , our method has been applied to a reactor proposed in the framework of a large core OECD/NEA international benchmark with carefully chosen covariances values. Thus, for this system, the uncertainties related to the keff reaches 638~pcm $(1\sigma)$. What is more, the total bulge equals 8.8~\% $(1\sigma)$ and the maximal uncertainty related to the insertion of a group of control rods reaches 11~\% $(1\sigma)$

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Lü, Bo. „Modélisation de la propagation et de l’interaction d’une onde acoustique pour la télémétrie de structures complexes“. Thesis, Le Mans, 2011. http://www.theses.fr/2011LEMA1025/document.

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Cette étude s'inscrit dans le cadre du développement d'outils de simulation de latélémétrie qui est une technique possible pour la surveillance et le contrôle périodique desréacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na).De manière générale, la télémétrie consiste à positionner au sein du réacteur untransducteur qui génère un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage à travers un milieuinhomogène et aléatoire car le sodium liquide est le siège de fluctuations de température quiimpliquent une variation de la célérité des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagationdu faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergée dans le réacteur. Lamesure du temps de vol de l’écho reçu par le même transducteur permet de déterminer laposition précise de la structure. La simulation complète de la télémétrie nécessite donc lamodélisation à la fois de la propagation d’une onde acoustique en milieu inhomogènealéatoire et de l’interaction de cette onde avec des cibles de formes variées ; c'est l'objectif dece travail.Un modèle stochastique basé sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'aborddéveloppé afin de simuler les perturbations aléatoires du champ de propagation. Le champacoustique en milieu inhomogène est finalement modélisé à partir du champ calculé dans unmilieu homogène moyen en modifiant les temps de parcours des rayons homogènes parincorporation d’une correction fournie par le modèle stochastique. Le modèle stochastiquede propagation ainsi développé a été validé par comparaison avec un modèle déterministe ets’avère nettement plus simple à mettre en oeuvre au sein de la plateforme logicielle desimulation en contrôle non destructif CIVA et moins couteux en temps de calcul que lemodèle déterministe.En vue de modéliser l’interaction onde acoustique/cible, des modèles classiques dediffraction ont été évalués dans le cadre de structures rigides, parmi lesquels la théoriegéométrique de la diffraction (GTD) et l’approximation de Kirchhoff (KA), ces deuxapproches apparaissant comme complémentaires. En les combinant de sorte à ne conserverque leurs avantages, nous avons développé un modèle hybride (KA raffiné) en utilisant uneprocédure similaire à la théorie physique de la diffraction (PTD). Le modèle KA raffinéfournit une amélioration de la prédiction en champ proche d’une cible rigide. Le modèle dediffraction KA initial (non raffiné) a été ensuite étendu pour traiter une cible réalisted’impédance finie. Le modèle KA « général » ainsi obtenu se révèle être une solutionsatisfaisante pour l’application à la télémétrie. Finalement, le couplage du modèlestochastique de propagation et du modèle de diffraction KA général nous a permis deconstruire un outil de simulation complète de la télémétrie en milieu inhomogène
This study takes place in the framework of tools development for thetelemetry simulation. Telemetry is a possible technology applied to monitoring the sodiumcooledfast reactors (SFR) and consists in positioning in the reactor core a transducer togenerate an ultrasonic beam. This beam propagates through an inhomogeneous randommedium since temperature fluctuations occur in the liquid sodium and consequently thesound velocity fluctuates as well, which modifies the bream propagation. Then the beaminteracts with a reactor structure immersed in sodium. By measuring the time of flight of thebackscattered echo received by the same transducer, one can determine the preciselocation of the structure. The telemetry simulation therefore requires modeling of both theacoustic wave propagation in an inhomogeneous random medium and the interaction of thiswave with structures of various shapes; this is the objective of this work.A stochastic model based on a Monte Carlo algorithm is developed in order to take intoaccount the random fluctuations of the acoustic field. The acoustic field through aninhomogeneous random medium is finally modeled from the field calculated in a meanhomogeneous medium by modifying the travel times of rays in the homogeneous medium,using a correction provided by the stochastic model. This stochastic propagation model hasbeen validated by comparison with a deterministic model and is much simpler to integrate inthe CIVA software platform for non destructive evaluation simulation and less timeconsuming than the deterministic model.In order to model the interaction between the acoustic wave and the immersedstructures, classical diffraction models have been evaluated for rigid structures, including thegeometrical theory of diffraction (GTD) and the Kirchhoff approximation (KA). These twoapproaches appear to be complementary. Combining them so as to retain only theiradvantages, we have developed a hybrid model (the so-called refined KA) using a proceduresimilar to the physical theory of diffraction (PTD). The refined KA provides an improvementof the prediction in the near field of a rigid scatterer. The initial (non refined) KA model isthen extended to deal with the scattering from a finite impedance target. The obtainedmodel, the so-called “general” KA model, is a satisfactory solution for the application totelemetry. Finally, the coupling of the stochastic propagation model and the general KAdiffraction model has allowed us to build a complete simulation tool for the telemetry in aninhomogeneous medium

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Stauff, Nicolas. „Etude conceptuelle d’un cœur de quatrième génération, refroidi au sodium, à combustible de type carbure“. Thesis, Paris 11, 2011. http://www.theses.fr/2011PA112284.

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Contrairement à ses prédécesseurs (Phénix, Super-Phénix, EFR…), le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de IVième génération doit justifier un niveau de sûreté élevé tout en étant à la fois viable économiquement et non-proliférant. Profitant d’un large retour d’expérience, les combustibles de type Oxyde (U,Pu)O2 représentent actuellement la solution de référence en France. Cependant, les combustibles de type carbure (U,Pu)C sont considérés comme une option innovante pour apporter à la conception d’un RNR-Na des degrés d’optimisation supplémentaires. L’objectif de cette thèse était donc de mettre en avant les potentialités du combustible carbure en concevant un cœur de RNR-Na à la fois attractif d’un point de vue économique et au comportement naturel en transitoire incidentel. Pour un parc de réacteurs français, on s’intéressera plus particulièrement à des cœurs iso-générateurs de forte puissance électrique (1500 MWe).Cet objectif a requis la mise en place d’une approche pluridisciplinaire prenant en compte les contraintes de thermomécanique combustible et de thermo-hydraulique en transitoire incidentel dès les premières étapes de la conception. Des modèles simplifiés basés sur les contre-réactions globales K, G et H ont été développés pour estimer le comportement d’un projet de cœur en transitoire de type insertion de réactivité, perte de débit primaire et/ou secondaire. L’avantage de cette nouvelle approche est surtout d’apporter au concepteur des outils complémentaires l’aidant à avoir une vision globale des problématiques de conception, mettant ainsi en avant les innovations ou les paramètres à optimiser pour améliorer les performances d’un cœur de RNR-Na.Cette approche a été appliquée à la conception de cœurs à combustibles carbure avec des performances très intéressantes. Un cœur de forte puissance électrique est proposé : il est isogénérateur de faible volume, avec un inventaire fissile initial réduit et un comportement naturel en transitoire incidentel très satisfaisant. Cependant, le taux de combustion d’une aiguille carbure dans un tel cœur semble limité à 100 MWj/kg à cause du gonflement important du carbure et de sa faible capacité à fluer, ce qui conduit rapidement à l’Interaction Mécanique Pastille-Gaine. Une aiguille fonctionnant à forte puissance linéique nécessite à la fois un jeu pastille-gaine épais et un joint sodium pour retarder l’IMPG, mais aussi un acier de gainage capable d’accommoder l’interaction par son fluage.Les performances en irradiation d’un combustible carbure pour un cœur industriel semblent donc très inférieures à celles obtenues expérimentalement dans le FBTR, où des aiguilles ont atteint un taux de combustion maximal de 155 MWj/kg. Cette différence a été étudiée et en partie expliquée, notamment par la fluence beaucoup plus faible obtenue dans un réacteur expérimental, retardant le critère de gonflement volumique. Deux voies d’exploration ont été mises en évidence pour augmenter les performances du carbure tel qu’utilisé dans un réacteur industriel. La première utilise un jeu pastille-gaine avec une technologie de type « buffer » pour retarder l’IMPG. La seconde est un cœur de faible fluence utilisant un enrichissement accru en plutonium. Les résultats préliminaires obtenus montrent que des taux de combustion supérieurs à 100 MWj/kg devraient être atteignables.Pour conclure, l’approche de conception pluridisciplinaire mise en place au cours de cette thèse s’est révélée efficace pour mettre en avant les avantages du combustible de type carbure. Celle-ci a permis de concevoir une image de cœur de RNR-Na attractive d’un point de vue économique, avec un comportement pardonnant en transitoire accidentel et capable d’atteindre un taux de combustion élevé
Compared with earlier plant designs (Phénix, Super-Phénix, EFR), GEN IV Sodium-cooled Fast Reactor requires improved economics while meeting safety and non-proliferation criteria. Mixed Oxide (U-Pu)O2 fuels are considered as the reference fuels due to their important and satisfactory feedback experience. However, innovative carbide (U-Pu)C fuels can be considered as serious competitors for a prospective SFR fleet since carbide-fueled SFRs can offer another type of optimization which might overtake on some aspects the oxide fuel technology. The goal of this thesis is to reveal the potentials of carbide by designing an optimum carbide-fueled SFR with competitive features and a naturally safe behavior during transients. For a French nuclear fleet, a 1500 MW(e) break-even core is considered.To do so, a multi-physic approach was developed taking into account neutronics, fuel thermo-mechanics and thermal-hydraulic at a pre-design stage. Simplified modeling with the calculation of global neutronic feedback coefficients and a quasi-static evaluation was developed to estimate the behavior of a core during overpower transients, loss of flow and/or loss of heat removal transients. The breakthrough of this approach is to provide the designer with an overall view of the iterative process, emphasizing the well-suited innovations and the most efficient directions that can improve the SFR design project.This methodology was used to design a core that benefits from the favorable features of carbide fuels. The core developed is a large carbide-fueled SFR with high power density, low fissile inventory, break-even capability and forgiving behaviors during the unscrammed transients studied that should prevent using expensive mitigate systems. However, the core-peak burnup is unlikely to significantly exceed 100 MWd/kg because of the large swelling of the carbide fuel leading to quick pellet-clad mechanical interaction and the low creep capacity of carbide. Moderate linear power fuel pins require both a large initial sodium-bonded gap, delaying the fuel clad mechanical interaction, and a clad able to accommodate it by its high irradiation creep capacity.Irradiated carbide fuel performances predicted for an industrial SFR design are lower than the one obtained in the FBTR reactor irradiations, where 155 MWd/kg was obtained. This difference was studied and partly explained by the lower flux of experimental reactor delaying the embrittlement criterion. Innovative designs are now being considered to enhance the carbide-fueled pins burnup performance of industrial cores. The first innovative design uses a buffer technology to induce a delay in getting to the fuel clad mechanical interaction. The second innovative design is a core using high plutonium content so as to optimize the fluence over burnup ratio. Preliminary results show that a burnup higher than 100 MWd/kg can be reached.As a conclusion, this global approach has proven to be efficient in revealing the benefits gained using carbide fuel in a SFR. An optimum SFR core was designed exhibiting economic competitiveness while having inherent behavior during transient and reaching high burnup performance

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Peeters, Agnes. „Application of the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics to the hydrogen issue in level-2 PSA“. Doctoral thesis, Universite Libre de Bruxelles, 2007. http://hdl.handle.net/2013/ULB-DIPOT:oai:dipot.ulb.ac.be:2013/210641.

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Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles.

Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel.

Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre.

Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios.

These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient.

This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements.

Doctorat en Sciences de l'ingénieur
info:eu-repo/semantics/nonPublished

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Bouret, Cyrille. „Etudes des contre-réactions dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium : impact de la conception et de la neutronique sur les incertitudes“. Thesis, Clermont-Ferrand 2, 2014. http://www.theses.fr/2014CLF22508/document.

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Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...)
Fast reactors (FR) can give value to the plutonium produced by the existing light water reactors and allow the transmutation of a significant part of the final nuclear waste. These features offer industrial prospects for this technology and new projects are currently studied in the world such as ASTRID prototype in France. Future FRs will have also to satisfy new requirements in terms of competitiveness, safety and reliability. In this context, the new core concept envisaged for ASTRID incorporate innovative features that improve the safety of the reactor in case of accident. The proposed design achieves a sodium voiding effect close to zero: it includes a fertile plate in the middle of the core and a sodium plenum in the upper part in order to increase the neutron leakage in case of sodium voiding. This heterogeneous design represents a challenge for the calculation tools and methods used so far to evaluate the neutronic parameters in traditional homogeneous cores. These methods have been improved over the thesis to rigorously treat the neutron streaming, especially at the mediums interfaces. These enhancements have consisted in the development of a specific analysis methodology based on perturbation theory and using a modern three dimensional Sn transport solver. This work has allowed on the one hand, to reduce the bias on static neutronic parameters in comparison with Monte Carlo methods, and, on the other hand, to obtain more accurate spatial distributions of neutronic effects including the reactivity feedback coefficients used for transient analysis. The analysis of the core behavior during transients has also allowed estimating the impact of reactivity feedback coefficients assessment improvements. In conjunction with this work, innovative methods based on the evaluation of local sensitivities coefficients have been proposed to assess the uncertainties associated to local reactivity effects. These uncertainties include the correlations between the different local parameters. The propagation during transients with these methods has allowed an estimation of temperature distributions achieved in the core and also to determine the available safety margins before sodium boiling

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Fronsacq, Alexandre. „La sûreté des centrales nucléaires : approche juridique de la sûreté des centrales nucléaires de production d'électricité“. Paris 1, 1999. http://www.theses.fr/1999PA010269.

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En septembre 1994, une convention internationale sur la sureté nucléaire a posé les principes d'organisation du contrôle de la sureté des centrales nucléaires civiles. Ces principes issus de la réflexion de plusieurs groupes d'experts internationaux sont-ils appliques tant par les organisations internationales que par les grands états nucléaires, et notamment par la France ? Au niveau international, l'étude menée concerne la structure et les fonctions de l’AIEA, l'AEN et le traité Euratom. Au niveau national, l'organisation française de contrôle de la sureté nucléaire est comparée aux organismes compétents des États-Unis, du Canada, de la Belgique, du Japon, du Royaume-Uni et de l’Allemagne. Les règles de droit international dans le domaine nucléaire prennent généralement la forme de propositions, de principes généraux. Les organisations qui les édictent favorisent les échanges et les conseils scientifiques. Toutefois depuis l'accident de Tchernobyl, des conventions ont été élaborées et signées concernant l'alerte et l'assistance en cas d'accident. La convention sur la sureté nucléaire tente d'imposer un cadre règlementaire minimum de contrôle de la sureté. Mais la diversité des organisations nationales de contrôle de la sureté nucléaire induit la diversité des législations. Pour ce qui concerne la France, la règlementation, construite empiriquement, ne comporte pas de loi établissant des principes de bases du contrôle de la sureté nucléaire. Tous les autres grands états nucléaires étudiés ici ont voté des lois nucléaires. Cette particularité française, si elle présente certains avantages de souplesse, n'en est pas moins la preuve d'un déficit de débat démocratique en la matière. Le droit nucléaire français, comme la réglementation internationale, doit s'ouvrir au débat avec le public. L'information complète et la participation de ce dernier sont le gage de la pérennité de l'industrie electro nucléaire.

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Gerardin, Delphine. „Développement de méthodes et d’outils numériques pour l’étude de la sûreté du réacteur à sels fondus MSFR“. Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAI068/document.

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Les travaux réalisés pendant cette thèse portent sur l’étude de la sûreté du Molten Salt Fast Reactor (MSFR) et incluent à la fois des méthodes d’analyse de risques et des calculs déterministes de sûreté et de design. Ce travail s’inscrit dans le cadre du projet européen SAMOFAR.Le MSFR est un réacteur régénérateur à spectre neutronique rapide qui fonctionne en cycle thorium dans sa configuration de référence, établie en début du projet SAMOFAR. Il a été sélectionné par le Forum International Génération IV pour son potentiel prometteur. Comme tout réacteur nucléaire de quatrième génération, il doit répondre à différentes contraintes dont une sûreté optimale. Celle-ci doit être étudiée dès le stade de conception afin d’être intégrée au design lors de sa définition plutôt qu’ajoutée a posteriori. En raison de ses spécificités, en particulier l’état liquide du combustible, et du stade préliminaire de son design, l’analyse de sûreté du MSFR nécessite l’utilisation de méthodologies d’analyse de sûreté adaptées et technologiquement neutres. Dans cette thèse, une telle méthodologie a été développée et une première application au MSFR réalisée. Elle a notamment permis d’identifier les évènements initiateurs d’accident de ce réacteur et d’élaborer une liste resserrée d’évènements à traiter dans la suite de l’analyse de sûreté.D’autre part, un nouveau code système a été développé pour les études de sûreté. Il est basé sur la diffusion neutronique, prend en compte le transport des précurseurs de neutrons retardés et la puissance résiduelle du combustible. Il a été utilisé pour simuler les transitoires associés à certains des évènements initiateurs et évaluer leurs conséquences pour définir, par la suite, des systèmes de protection adaptés. Ce travail a confirmé l’importance d’un dispositif spécifique au MSFR, le système de vidange d’urgence, permettant de vidanger le combustible en cas d’accident en cœur. Des études paramétriques ont été menées afin de dimensionner ce système avec pour objectif d'assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle du combustible et sa sous-criticité en toutes circonstances.Enfin, une première ébauche de l’architecture de sûreté du réacteur a été proposée incluant l’identification des systèmes de protection et la définition des barrières de confinement. Les études de sûreté ont permis de faire des retours sur le design initialement défini. Ils incluent l’ajout de composants, des propositions de design alternatifs, et soulignent les manques de connaissances sur certains phénomènes ou procédures. L’analyse de sûreté réalisée remplit ainsi son objectif principal : guider le design du réacteur dès sa conception afin d’en améliorer la sûreté
This PhD thesis focuses on the study of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) safety. It includes risk analysis methods and deterministic computations for the safety and the design of the reactor. This work was performed in the frame of the SAMOFAR European project.The MSFR is an is-breeder reactor with a fast neutron spectrum. In its reference configuration, defined at the beginning of the SAMOFAR project, it works with the thorium fuel cycle. The MSFR was selected by the Generation IV international forum for its promising features. As any fourth-generation reactor, it must fulfill several objectives including an improved safety. Thus, safety studies should be performed from the early design phases to achieve a safety that is built-in the design rather than added-on. Because of the unique characteristics of the MSFR, including a liquid circulating fuel, and its preliminary design phase, the safety assessment of the reactor should rely on adapted and technological neutral methodologies. In this PhD, such a methodology was developed and a first application to the MSFR was carried on. It allowed to identify the initiating events of the reactor and to elaborate a restricted list of events to be studied in the next steps of the safety analysis.Furthermore, a new code system was developed for the safety studies. It is based on neutronic diffusion and takes into account the movement of the delayed neutrons precursors and the production of the residual heat in the fuel. It was used to simulate the transients associated to some of the identified initiating events with the objective to evaluate their consequences and the need for adequate protection systems. This work confirmed the importance of a device that is specific to the MSFR: the emergency draining system (EDS). It allows to drain the fuel in case of accident in the core. Parametric studies were then carried on for the sizing of the EDS with the objective to ensure the evacuation of the residual heat and the sub-criticality of the system under any circumstances.Finally, a first version of the safety architecture was proposed with the identification of the protection systems and the definition of the confinement barriers. Thanks to the safety studies, feedbacks on the initial design were made to enhance the safety the reactor. They include the addition of new components, the modification of some systems and they highlight the lack of knowledge on some phenomena or procedure. In that respect, the safety analysis fulfil its main objective: to influence the design of the reactor since its conception in order to improve its safety

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Joubert, Aurélie. „Performances des filtres plissés à Très Haute Efficacité en fonction de l'humidité relative de l'air“. Thesis, Vandoeuvre-les-Nancy, INPL, 2009. http://www.theses.fr/2009INPL081N/document.

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Les filtres plissés à Très Haute Efficacité (THE) sont utilisés pour le maintien du confinement des substances radioactives dans les installations nucléaires ; ils constituent ainsi un des éléments sensibles de la sûreté nucléaire. Certains scénarios accidentels, comme l’apparition d’une brèche sur une tuyauterie avec relâchement de vapeur, peuvent conduire à une forte augmentation de l’humidité relative de l’effluent gazeux filtré. Ces travaux permettent de pallier le manque de données analytiques dans la littérature concernant le comportement des filtres plissés THE, en termes de variations de leur perte de charge et de leur efficacité, en cas d’exposition à un débit d’air humide non saturé. Des expériences de colmatage de filtres ont été réalisées sur un banc d’essais à l’aide de deux aérosols : un aérosol non-hygroscopique micronique d’alumine et un aérosol hygroscopique submicronique de chlorure de sodium. Les résultats ont mis en évidence que l’influence de l’humidité durant le colmatage d’un filtre THE dépend de plusieurs paramètres : la géométrie du filtre (plane ou plissée), la granulométrie et la nature hygroscopique de l’aérosol de colmatage et enfin, le temps d’interaction entre l’aérosol et l’air humide. Des mesures d’efficacité des filtres plissés vierges et à différents degrés de colmatage, réalisées avec l’aérosol normalisé d’uranine, se sont également révélées sensibles à la présence plus ou moins importante d’humidité relative dans l’air. Enfin, l’ensemble des résultats a permis d’élaborer une approche empirique d’estimation de l’évolution de la perte de charge d’un filtre THE ; le modèle qui en résulte est applicable durant la formation sous humidité d’un gâteau de particules sans réduction de la surface de filtration
Pleated High Efficiency Particulate Air (HEPA) filters are used for maintaining the containment of radioactive substances in nuclear plants; thus, they are sensitive elements of nuclear safety. Some accidental situations, such as the emergence of a hole on a pipe with release of steam, can lead to a high increase of the air humidity. This work can overcome the lack of analytical data in the literature regarding the behaviour of pleated HEPA filters, in terms of changes in pressure drop and efficiency, in presence of humidity (unsaturated air). Experimental clogging tests have been performed on a test bench with two aerosols: non-hygroscopic micronic alumina particles and hygroscopic submicronic sodium chloride particles. The results showed that the influence of humidity during the clogging of a HEPA filter depends on several parameters: the geometry of the filter (plane or pleated), the size distribution and hygroscopicity of the aerosol clogging and finally the interaction time between the aerosol and humid air. Measurements of efficiency of clean and clogged filters (at different degrees of clogging), performed with the normalized soda fluorescein aerosol, are also sensitive to the presence of more or less relative humidity in the air. Finally, all results helped to develop an empirical model for estimating the evolution of the pressure drop of HEPA filters; this model is applicable during the formation of the particulate cake in presence of humidity without reducing of the surface area filtration

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Busser, Vincent. „Mécanismes d'endommagement de la couche d'oxyde des gaines de crayons de combustible en situation accidentelle de type RIA“. Lyon, INSA, 2009. http://theses.insa-lyon.fr/publication/2009ISAL0027/these.pdf.

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En cas d'accident de réactivité, le comportement thermomécanique des gaines de crayons de combustible est fortement influencé par la présence de la couche d'oxyde formée sur les gaines en alliage de zirconium durant son irradiation en réacteur. L'initiation de fissures radiales dans la zircone, suivie de la desquamation de fragments ont un impact important sur la tenue mécanique de la gaine. L'objectif de cette thèse est d'étudier les mécanismes susceptibles de conduire à la desquamation de la couche d'oxyde sous l'effet de sollicitations mécaniques. Des tronçons de gaines en Zircaloy-4 ont été oxydés artificiellement en air à 470°C. Des observations métallographiques de tronçons de gaine ayant subi l'oxydation artificielle ont révélé la présence de nombreuses fissures au sein de la zircone. Un code de modélisation mécanique de la croissance de la couche d'oxyde a été développé. Il permet la prédiction des profils de contraintes dans l'oxyde et la profondeur des fissures radiales initiées dans l'oxyde. Le modèle a été validé sur des essais de la littérature et sur les essais réalisés au cours de cette étude. La fissuration-desquamation de la couche d'oxyde a été étudiée à partir d'examens métallographiques d'anneaux ayant subi un essai de compression d'anneau. L'analyse des données expérimentales a révélé une succession de plusieurs mécanismes : initiation de fissures radiales dans la couche d'oxyde, puis propagation radiale de ces fissures jusqu'à l'interface métal-oxyde et, enfin, bifurcation et propagation de la fissure le long de l'interface conduisant à la desquamation de fragments. Ces mécanismes ont été identifiés et caractérisés sur la couche d'oxyde formée dans les conditions de laboratoire de l'étude. Une étude numérique a été initiée afin de simuler le comportement des gaines oxydées sous sollicitation mécanique. Le rôle-clef joué par les porosités circonférentielles sur la tenue mécanique des fragments d'oxyde a été démontré. Les résultats, bien que qualitatifs, sont plutôt cohérents avec une zircone de porosité circonférentielle importante, conformément aux examens métallographiques, et de faible contrainte à rupture
During reactivity initiated accident, the importance of cladding tube oxidation on its thermomechanical behavior has been investigated. After RIA tests in experimental reactors oxide damage including radial cracking and spallation of the outer oxide layer has been evidenced. This work aims at better understanding the key mechanisms controlling these phenomena. Laboratory air-oxidation of Zircaloy-4 cladding tubes has been performed at 470°C. SEM micrographs show that radial cracks are initiated from the outer surface of the oxide layer and propagated radially towards the oxide-metal interface. A model predicting the stress evolution within the oxide and the depth of crack has been developed and validated on literature tests and tests of this study. Ring compression tests were used for the experimental study of the oxide degradation under mechanical loading. Experimental data revealed three mechanisms: densification of the radial crack network, propagation of these radial cracks, branching and spallation of oxide fragments. The influence of the circumferential cracks, periodically distributed in the oxide layer, on the stress distribution in oxide fragments has been analysed using finite element modelling. The determining influence of these cracks on the maximum stress oxide fragments has been demonstrated

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Malouch, Fadhel. „Accroissement local du flux rapide pour des expériences de dommages dans un réacteur de recherche“. Paris, CNAM, 2003. http://www.theses.fr/2003CNAM0487.

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Dans les expériences d'irradiation de matériaux menées dans le cœur du réacteur expérimental OSIRlS (CEA Saclay), on cherche à accélérer le processus de vieillissement des échantillons irradiés afin de réduire leur temps de séjour en pile. Le taux de création de dommages est étroitement lié au niveau de flux rapide (E > 1 MeV). Afin d'en accroître localement le niveau, on se propose de procéder à une modification locale du flux neutronique à l'aide d'un convertisseur de flux, constitué de matière fissile disposée selon une géométrie appropriée permettant de recevoir des expériences d'irradiation. Nous avons étudié plusieurs paramètres influant sur le gain en flux rapide du convertisseur tels que les dimensions, la géométrie et la nature de combustible. Nous avons également considéré le problème du refroidissement du convertisseur dans le cœur et l'incidence sur le fonctionnement du réacteur. Un schéma de calcul neutronique a été développé pour modéliser le convertisseur de flux dans le cadre du réacteur OSIRlS. Il est fondé sur le code de transport modulaire APOLLO2, suivant une méthode de transport à deux niveaux. Une validation expérimentale du schéma de calcul neutronique a été réalisée dans le cœur du réacteur ISIS (maquette neutronique d'OSIRlS) sur un chargement expérimental spécifique. La concordance entre les valeurs de flux mesurées en réacteur et celles obtenues avec le schéma de calcul neutronique est satisfaisante, particulièrement en ce qui concerne le flux rapide recherché. Cette étude permet de maîtriser les principaux paramètres physiques nécessaires à la conception d'un convertisseur de flux dans un réacteur expérimental de type MTR
In irradiation experiments on materials in the core of the OSIRlS reactor (CEA-Saclay) we seek to increase damage in irradiated samples and to reduce the duration of their stay in the core. Damage is essentially caused by fast neutrons (E > 1 MeV); we have therefore pursued the possibility of a localized increase of their level in an irradiation experiment by using a flux converter device made up of fissile material arranged according to a suitable geometry that allows the converter to receive experiments. We have studied several parameters that are influential in the increase of fast neutron flux within the converter. We have also considered the problem of the converter's cooling in the core and its effect on the operation of the reactor. We have carried out a specific neutron calculation scheme based on the modular 2D-transport code APOLLO2 using a two-level transport method. Experimental validation of the flux calculation scheme was carried out in the ISIS reactor, the mock-up of OSIRIS, by optimizing the loading of fuel elements in the core. The experimental results show that the neutron calculation scheme computes the fluxes in close agreement with the measurements especially the fast flux. This study allows us to master the essential physical parameters needed for the design of a flux converter in an MTR reactor

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Vaglio-Gaudard, Claire. „Validation de données nucléaires du fer pour le calcul neutronique des réacteurs nucléaires“. Grenoble INPG, 2010. http://www.theses.fr/2010INPG0028.

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Les données nucléaires du fer ont été complètement ré-évaluées dans la dernière bibliothèque européenne JEFF3. En dépit du fait que le fer soit largement utilisé dans l'industrie nucléaire, de larges incertitudes sont encore associées à ses données nucléaires, et en particulier à sa section inélastique qui est très importante pour le ralentissement des neutrons en physique des réacteurs. Un travail de validation des données nucléaires du 56Fe a été réalisé sur la bas de l'analyse d'expériences intégrales, principalement les expériences PERLE et Gaz des réacteurs expérimentaux de Cadarache. Le retour d1nterprétation de ces expériences a permis la mise en œuvre d'un processus de ré-estimation des données nucléaires du 56Fe. Les résultats ont mis en évidence que les données nucléaires du 56Fe dans la bibliothèque JEFF3. 1. 1 étaient connues avec précision. Il a alors été possible d'en déduire une nouvelle matrice de covariance a posteriori associée à JEFF3, avec des incertitudes réduites
Iron nuclear data were completely re-evaluated in the latest JEFF3 European library. Despite the fact that iron is widely used in the nuclear industry, large uncertainties are still associated with its nuclear data, particularly its inelastic cross section which is very important in the neutron slowing down in reactor physics. A validation of 56Fe nuclear data was performed on the basis of the analysis of integral experiments, mainly the PERLE and gas experiments in experimental reactors in Cadarache. A process of re-estimating the 56Fe nuclear data was implemented on the basis of feedback from these two experiments. The results show that the 56Fe nuclear data in the JEFF3. 1. 1Iibrary are known with accuracy. A new a posteriori cova riance matrix and reduced uncertainties associated with JEFF3 can then be deduced

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Bentivegna, Filippo. „Experimental and numerical analysis of fast transient flows in the presence of obstacles“. Electronic Thesis or Diss., Ecully, Ecole centrale de Lyon, 2024. http://www.theses.fr/2024ECDL0026.

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Cette thèse de doctorat explore la dynamique de propagation des ondes de détente dans les circuits de réacteurs nucléaires, en se concentrant sur une configuration représentative d'un scénario de type Accident par Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). L'étude examine les charges de pression transitoires sur les structures internes, en particulier le cloisonnement du cœur du réacteur, induites par les ondes de détente générées par la rupture brutale et totale (rupture guillotine) d'une des tuyauteries du circuit primaire de refroidissement du REP. Cette analyse est menée en combinant des mesures expérimentales sur un banc d'essai de géométrie simplifiée mais représentatif du scénario APRP et des simulations numériques. Ces simulations sont réalisées en faisant appel à une hiérarchie de modèles numériques: 1D, 2D axisymétriques et 3D, avec ou sans prise en compte des mécanismes d'interaction fluide-structure. Les modèles 1D incluent des représentations simplifiées ou modèles d'impédance des obstacles présents dans l'écoulement, indispensables pour réduire les coûts de simulation de la propagation des ondes au travers d'un circuit complet. Ces obstacles sont des diaphragmes de diamètre et d'épaisseur variables, représentatifs des singularités géométriques présentes dans les circuits parcourus par les ondes de détente. La comparaison calcul/expérience permet d'évaluer le potentiel prédictif des différentes stratégies mises en oeuvre. Le Chapitre 1 introductif du mémoire détaille le contexte et la motivation de l'étude menée en mettant en évidence l'importance d'une compréhension approfondie des phénomènes physiques associés au scénario APRP et la nécessité de modèles simplifiés pour simuler l'écoulement de fluides dans les géométries complexes d'un REP. Une revue de la littérature récapitule les principaux travaux dans l'analyse par voie numérique des réacteurs nucléaires et les simulations d'écoulement transitoire. Une anlyse des approches numériques développées pour la propagation d'ondes en présence d'obstacles avec description simplifiée est également menée pour des applications hors contexte nucléaire. Les Chapitres 2 et 3 présentent respectivement i) la plateforme expérimentale MADMAX utilisée pour produire les mesures de référence ainsi que l'évolution de ses configurations au cours de la thèse, ii) les modèles disponibles au sein du logiciel EUROPLEXUS et utilisés pour mener les simulations numériques des configurations étudiées expérimentalement. Le Chapitre 4 détaille les résultats des expériences et des simulations de la propagation des ondes de détente à travers un unique diaphragme de géométrie modulaire. L'impact de la géométrie des obstacles sur la propagation des ondes est analysé et les capacités prédictives de modèles numériques de complexité (et de coût) variable sont évaluées pour cette configuration de base. Le Chapitre 5 élargit l'analyse à la configuration complète de MADMAX, incorporant une conduite de dérivation avec plusieurs diaphragmes positionnés dans cette conduite. La comparaison détaillée des données expérimentales et des résultats des simulations révéle un bon accord dans la capture du comportement transitoire et des différentiels de pression entre les conduites du cœur et de la dérivation. Des configurations alternatives de MADMAX sont explorées dans le Chapitre 6, mettant en évidence les effets de variation du nombre des diaphragmes et de leur emplacement. Les expériences sur la plateforme MADMAX et les simulations EUROPLEXUS réalisées dans le présent travail contribuent à une meilleure compréhension des phénomènes d'écoulement transitoire dans les circuits de réacteurs nucléaires. [...]
This doctoral thesis explores the dynamics of rarefaction wave propagation in nuclear reactor circuits, focusing on a configuration representative of a Loss of Coolant Accident (LOCA) scenario in Pressurized Water Reactors (PWRs). The study examines transient pressure loads on internal structures, particularly the reactor core baffle, induced by rarefaction waves generated by the sudden and complete rupture (guillotine break) of one of the pipes in the primary cooling circuit of the PWR. This analysis is conducted by combining experimental measurements on a test bench with simplified geometry but representative of the LOCA scenario and numerical simulations. These simulations employ a hierarchy of numerical models: 1D, 2D axisymmetric, and 3D, with or without taking into account fluid-structure interaction mechanisms. The 1D models include simplified representations or impedance models of the obstacles in the flow, essential for reducing the simulation costs of wave propagation through an entire circuit. These obstacles are orifice plates of varying diameter and thickness, representative of the geometric singularities present in the circuits traversed by rarefaction waves. The comparison between calculations and experiments allows for evaluating the predictive potential of the various strategies implemented. Chapter 1 of the thesis introduces the context and motivation of the study, highlighting the importance of a thorough understanding of the physical phenomena associated with the LOCA scenario and the necessity of simplified models for simulating fluid flow in the complex geometries of a PWR. A literature review summarizes the main works in the numerical analysis of nuclear reactors and transient flow simulations. An analysis of the numerical approaches developed for wave propagation in the presence of obstacles with simplified descriptions is also conducted for applications outside the nuclear context. Chapters 2 and 3 respectively present i) the MADMAX experimental platform used to produce the reference measurements and the evolution of its configurations during the thesis, ii) the models available within the EUROPLEXUS software and used to perform the numerical simulations of the experimentally studied configurations. Chapter 4 details the results of the experiments and simulations of rarefaction wave propagation through a single modular orifice plate. The impact of obstacle geometry on wave propagation is analyzed, and the predictive capabilities of numerical models of varying complexity (and cost) are evaluated for this basic configuration. Chapter 5 expands the analysis to the complete MADMAX configuration, incorporating a by-pass pipe with several orifice plates positioned in this pipe. The detailed comparison of experimental data and simulation results reveals good agreement in capturing transient behavior and pressure differentials between the core and by-pass pipes. Alternative configurations of MADMAX are explored in Chapter 6, highlighting the effects of varying the number and placement of the orifice plates. The experiments on the MADMAX platform and the EUROPLEXUS simulations conducted in this work contribute to a better understanding of transient flow phenomena in nuclear reactor circuits. The proposed calculations/experiments comparisons provide quantitative indications on the predictive capacity of the simulation codes based on the choices of geometric singularity descriptions present in the flow. The thesis conclusion proposes some avenues for future analysis and improvements

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Dadoun, Olivier. „Mesures des neutrinos de réacteurs nucléaires dans l'expérience BOREXINO“. Phd thesis, Université Paris-Diderot - Paris VII, 2003. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00003455.

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L'objectif principal de l'expérience Borexino est "la détection en temps réel" des neutrinos solaires de la raie du béryllium à 862keV. Outre cette mesure pionnière dans le domaine des neutrinos de basse énergie, Borexino pourra mesurer les neutrinos solaires au-dessus du MeV (neutrinos du 8B et neutrinos pep), les neutrinos de réacteurs nucléaires (d'énergie moyenne d'environ 3 MeV) et les neutrinos de supernovae (dont le spectre en énergie s'étend jusqu'à quelques dizaines de MeV). Le présent travail est consacré principalement à l'étude des neutrinos de réacteurs nucléaires. Ce domaine a été récemment enrichi par les résultats de KamLAND, qui ont grandement amélioré la détermination des paramètres d'oscillations des neutrinos. Dans l'objectif de mesurer ces événements au dessus du MeV, la collaboration Borexino a confié au groupe du PCC, Collège de France, le développement d'un système de numérisation rapide fonctionnant à 400 MHz: les cartes FADC. Elles ont été conçues au laboratoire et nous les avons finalisées au début de l'année 2002. Les premières cartes implantées dans l'électronique d'acquisition de Borexino nous ont permis de contrôler leurs fonctionnements et celui du programme d'acquisition. Elles ont été également installées sur le prototype de Borexino, CTF. Les données correspondantes sont analysées en vue de mettre une limite sur le bruit de fond attendu dans Borexino pour la mesure des neutrinos de réacteurs nucléaires.

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Kerkar, Nordine. „Industrialisation d'une nouvelle méthode de pilotage des réacteurs nucléaires“. Paris 6, 1995. http://www.theses.fr/1995PA066354.

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Une nouvelle méthode de pilotage des réacteurs nucléaires à eau pressurisée a été mise au point. Ses objectifs sont le contrôle de la réactivité du cœur, le maintien de l'axial-offset autour d'une valeur de référence et la minimisation des déformations radiales de puissance. Ce mode de pilotage s'appuie sur un suivi en ligne par un calcul 3d temps réel de l'état du cœur. Il repose sur un algorithme d'optimisation multiparamétrique tire de la technique du recuit simule. Pour mettre en œuvre cet algorithme, il est nécessaire de déterminer l'influence du déplacement des groupes de pilotage sur la réactivité du cœur, sur l'axial-offset et sur la distribution de puissance. La théorie des perturbations généralisée au premier ordre a été utilisée pour le calcul des fonctions d'influence sur la réactivité et l'axial-offset. Mais, le degré de précision atteint n'est pas suffisant. Des méthodes nodales polynomiales d'ordre 3 et 4 ont alors été mises en œuvre. Elles permettent de calculer très rapidement les distributions de puissance après déplacements des groupes de pilotage dans le cœur et ainsi de déterminer efficacement l'ensemble des fonctions d'influence. Un simulateur de transitoires de fonctionnement a été développé à l'aide du code de diffusion neutronique Cronos 2. 1. Divers types de transitoires ont été testés avec ou sans utilisation de bore soluble. Ils mettent en évidence l'intérêt du nouveau mode de pilotage et sa capacité à définir des scenarii de déplacements des groupes de contrôle dans le cœur respectant les contraintes de fonctionnement et les marges de sûreté.

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Dadoun, Olivier. „Mesure des neutrinos de réacteurs nucléaires dans l'expérience Borexino“. Paris 7, 2003. http://www.theses.fr/2003PA077030.

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Ravaux, Simon. „Qualification du calcul de l'échauffement photonique dans les réacteurs nucléaires“. Phd thesis, Université de Grenoble, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00961188.

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Ce travail de thèse répond à un besoin de qualification des outils permettant decalculer les échauffements photoniques dans les réacteurs nucléaires. En effet, laproblématique des échauffements g dans les matériaux de structure a pris de l'importanceces dernières années, notamment pour la sûreté des réacteurs de 3ème génération danslesquels un réflecteur lourd en acier est introduit.Les photons présents dans le coeur sont tous directement ou indirectement issus desinteractions des neutrons avec la matière. Ils sont créés au moment de l'interaction ou endifféré par l'intermédiaire de noyaux créés au moment de l'interaction. Par conséquent, lepremier axe de travail a été d'effectuer une analyse critique des données de productionphotonique dans les bibliothèques de données nucléaires standards. La découverted'omissions dans la bibliothèque JEFF-3.1.1 nous a amené à proposer une méthode deproduction de nouvelles évaluations contenant de nouveaux spectres d'émission de photong. Ces nouvelles évaluations ont ensuite été proposées et en partie acceptées pour lanouvelle version de la bibliothèque JEFF.Il existe deux codes de transport de particules développés au CEA : TRIPOLI4 etAPOLLO2. Le deuxième axe de travail a été de qualifier ces deux codes. Pour cela, nousavons interprété les mesures d'échauffement g effectuées dans le cadre du programmeexpérimental PERLE. Des détecteurs thermoluminescents (TLD) ont été introduits dans unréflecteur lourd en acier entourant un réseau de crayons combustibles. Nous avons dûproposer un schéma de calcul spécifique aux deux codes afin de calculer la réponse desTLD.Les comparaisons calcul-mesure ont montré que TRIPOLI4 permettait decorrectement estimer l'échauffement dans le réflecteur relativement à l'échauffement dans lazone fissile. En effet, les écarts calcul-mesure sont inférieurs à l'incertitude expérimentale à1s. Pour le calcul APOLLO2, nous avons tout d'abord commencé par une phase devalidation par rapport à TRIPOLI4 afin d'estimer les biais liés aux approximations imposéespar le traitement déterministe du transport des particules. Après cette phase de validation,nous avons pu montrer qu'APOLLO2, comme TRIPOLI4, permettait d'estimer correctementl'échauffement dans le réflecteur avec des écarts calcul-mesure comparables à l'incertitudeexpérimentale.

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Fiorucci, Donatella. „Étude de faisabilité d'un résonateur optique pour des applications aux systèmes d'injection de neutres pour la prochaine génération de réacteurs à fusion nucléaire“. Thesis, Nice, 2015. http://www.theses.fr/2015NICE4026/document.

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Cette étude fait partie d'un projet plus large appelé SIPHORE (SIngle gap PHOtoneutralizer energy REcovery injector), visant à améliorer l'efficacité globale de l'un des mécanismes par lesquels le plasma est chauffe, dans un réacteur de fusion nucléaire, à savoir le système d'injection de neutres (IDN). Une composante importante d'un système IDN est le neutraliseur de faisceaux d'ions de haute énergie. SIPHORE propose de substituer le neutraliseur à cellule à gaz, utilisé dans les systèmes IDN actuels, par un photo-neutraliseur exploitant le processus de photo-détachement dans des cavités Fabry Perot. Ce mécanisme devrait permettre une efficacité globale η> 60% du système IDN, nettement plus élevée que celle actuellement possible (η <25% pour ITER). Le travail de thèse porte sur l'étude de faisabilité d'une cavité optique avec des propriétés adaptées aux systèmes IDN. Dans ce contexte, le problème de la détermination d'une conception de la cavité optique appropriée a été tout d'abord pris en considération et l'analyse théorique ainsi qu'expérimentale d'un résonateur optique ont été effectuées. Les problèmes lies aux niveaux élevés de puissance optique intracavité (~3 MW) nécessaire pour un taux de photo-neutralisation adéquat ont ensuite été prises en compte. A cet égard, nous avons traite a la fois le problème des effets thermiques sur les miroirs de la cavité en raison de leur absorption de la puissance optique intra-cavite (~1 W) et celui associe à la nécessité d'un faisceau laser d'entrée de puissance élevée (~1 kW) pour alimenter le résonateur optique
This work is part of a larger project called SIPHORE (SIngle gap PHOtoneutralizer energy RE-covery injector), which aims to enhance the overall efficiency of one of the mechanisms through which the plasma is heated, in a nuclear fusion reactor, i.e. the Neutral Beam Injection (NBI) system. An important component of a NBI system is the neutralizer of high energetic ion beams. SIPHORE proposes to substitute the gas cell neutralizer, used in the current NBI systems, with a photo-neutralizer exploiting the photo-detachment process within Fabry Perot cavities. This mechanism should allow a relevant NBI global efficiency of η> 60%, significantly higher than the one currently possible (η<25% for ITER). The present work concerns the feasibility study of an optical cavity with suitable properties for applications in NBI systems. Within this context, the issue of the determination of an appropriated optical cavity design has been firstly considered and the theoretical and experimental analysis of a particular optical resonator has been carried on. The problems associated with the high levels of intracavity optical power (~3 MW) required for an adequate photo-neutralization rate have then been faced. In this respect, we addressed both the problem of the thermal effects on the cavity mirrors due to their absorption of intra-cavity optical power (~1W) and the one associated to the necessity of a high powerful input laser beam (~1 kW) to feed the optical resonator

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Blaise, Patrick. „Mise au point d'une méthode d'ajustement des paramètres de résonance sur des expériences intégrales“. Aix-Marseille 1, 1997. http://www.theses.fr/1997AIX11063.

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L'ajustement statistique classique utilise pour inclure l'information integrale dans les sections efficaces constituant les bibliotheques d'application se heurte aux problemes generes par la deconvolution et le phenomene d'autoprotection. Une methodologie d'ajustement rigoureuse a ete developpee et appliquee directement aux parametres de resonance pour contourner ces lacunes. Cette methodologie est basee sur un calcul des coefficients de sensibilite des parametres integraux aux parametres de resonances a l'aide d'une combinaison judicieuse des methodes des perturbations et de calculs directs, parametrises en fonction de la dilution du noyau d'interet dans le milieu, afin de prendre en compte les effets d'autoprotection. Elle a ete utilisee pour les premieres resonances de l'u#2#3#8, du pu#2#4#0 et du pu#2#4#2. Et a montre des differences notables sur l'ajustement des sections efficaces multigroupes a dilution infinie, en demontrant de meme le bien-fonde de la nouvelle approche. Cette methode peut etre generalisee et appliquee a tous les types de parametres nucleaires de base. Elle est la seule solution exacte au probleme de deconvolution de l'ajustement.

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Argaud, Jean-Philippe. „Modélisation du réflecteur en neutronique et méthodes d'optimisation appliquées aux plans de rechargement“. Paris 9, 1995. https://portail.bu.dauphine.fr/fileviewer/index.php?doc=1995PA090025.

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La description physique du cœur d'une centrale nucléaire à eau pressurisée peut se faire par un modèle de diffusion neutronique multi groupe. Nous sommes intéressés ici par deux problèmes différents, pour lesquels une approche commune de l'optimisation est proposée. (1) la question de la réduction de certains écarts calculs-mesures sur le cœur, apparaissant lors des comparaisons avec l'expérience, est introduite en théorie de la diffusion. Pour répondre à ce problème, on propose une identification de paramètres du réflecteur à partir des mesures dans le cœur, le réflecteur étant à priori la zone moins précisément connue et la plus discutable dans le modèle actuel de diffusion. Cette approche conduit naturellement à reprendre en premier lieu le modèle de réflecteur, avec en particulier une analyse de l'origine en transport des équations de diffusion pour le réflecteur. On aboutit ensuite à une nouvelle modélisation par opérateurs de bord. C'est sur ce nouveau modèle que l'on propose finalement une identification de paramètres pour diminuer les différences calculs-mesures, en utilisant une formulation d'état adjoint pour minimiser les écarts par une méthode de gradient. (2) par ailleurs, le rechargement des cœurs de centrales en combustible nucléaire nécessite une répartition optimale des assemblages combustibles dans le cœur, appelée plan de rechargement. Ce problème d'optimisation combinatoire est formulé comme la minimisation d'une fonctionnelle de coût. Diverses méthodes existantes pour résoudre ce problème sont détaillées, en donnant en particulier un exemple pratique de recherche manuelle de plan. On propose alors une nouvelle approche, qui consiste à utiliser le gradient de la fonctionnelle pour orienter la recherche dans l'espace discret des plans possibles. Des résultats d'essais complets de recherches de plans sont présentés, et sont comparés à ceux obtenus par d'autres méthodes
Physical description of P. W. R. Nuclear core can be handled by multigroup neutronic diffusion model. We are interested in two problems, using the same approach for the optimization aspect. (1) To deal with some differences between calculations and measurements, the question of their reductions then introduced. A reflector parameters identification from core measurements is then purposed, the reflector being now less known part of care diffusion model. This approach conducts to study the reflector model, by an analysis of its transport origin. It leads finally to a new model of reflector described by boundary operators. That is on the new model that a parameter identification formulation of calculations-measurements differences reduction is given, using an adjoin state formulation to minimize errors by a gradient method. (2) Furthermore, nuclear fuel reloads of P. W. R. Core needs an optimal distribution of fuel assemblies, namely a loading pattern. This combinatorial optimization problem is then expressed as a cost function minimization. Various methods, used to solve this problem, are detailed, giving a practical search example. A new approach is then proposed, using the gradient of the cost function to direct the search in the patterns discrete space. Final results of complete patterns search trials are presented, and compared to those obtained by other methods

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Rodet, Jean-Claude. „Contribution à l'étude de la turbulence en écoulement moyen tri-dimensionnel : cas des réacteurs nucléaires“. Ecully, Ecole centrale de Lyon, 1985. http://www.theses.fr/1985ECDL0012.

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A l'intérieur d'assemblages heaxagonaux de 3 ou 19 aiguilles de réacteur nucléaire, de type super-phénix, des champs de pression pariétales des champs cinématiques moyens et turbulents ont été mesurés. Pour ces derniers une méthodologie de mesure prenant en compte les contraintes d'orientations liées à la géométrie de l'assemblage est développée pour une simple sonde à deux fils chauds croisés. Le champ cinématique moyen obtenu est tri-dimensionnel ; il met en évidence des périodicités, un écoulement périphérique le long du boîtier, et rend compte de valeurs de vrillage. L'analyse locale des tenseurs de Reynolds permet de se ramener localement et dans des repères choisis à des situations bi-dimentionnelles tangentes. Des évaluations de longueurs de mélange sont effecutées dans des sous-canaux puis intégrées dans un code numérique de prédiction thermohydraulique afin d'améliorer celui-ci.

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Mueller, Thomas. „Expérience double Chooz : simulation des spectres antineutrinos issus de réacteurs“. Paris 11, 2010. http://www.theses.fr/2010PA112124.

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L’expérience Double Chooz a pour but d’étudier les oscillations des antineutrinos électroniques produits par la centrale nucléaire de Chooz, située en France, dans la région des Ardennes. Elle conduira à une mesure d’une précision encore jamais atteinte sur la valeur de l’angle de mélange 13. L’amélioration de la connaissance actuelle sur ce paramètre, apportée par l’expérience CHOOZ, passe par une réduction des erreurs statistiques et systématiques, c’est-à-dire non seulement observer un échantillon de données conséquent, mais également maîtriser les incertitudes expérimentales intervenant dans la production et la détection des antineutrinos électroniques. L’utilisation de deux détecteurs identiques permettra ainsi de s’affranchir de la grande majorité des incertitudes expérimentales limitant la sensibilité à la valeur de l’angle de mélange. Nous présentons dans cette thèse la simulation des spectres antineutrinos issus de réacteurs que nous avons mis en place pour permettre le contrôle des sources d’erreurs systématiques liées à la production de ces particules par la centrale. Nous discutons également du travail effectué concernant le contrôle de la systématique de normalisation de l’expérience au travers de la détermination précise du nombre de protons cible par mesure de pesée et par l’étude du volume fiduciel des détecteurs nécessitant une modélisation précise de la physique des neutrons. Après trois années de prise de données à deux détecteurs, Double Chooz permettra d’observer un signal d’oscillation pour sin2(213) > 0,05 (à 3) ou bien, si aucune oscillation n’est découverte, de mettre une limite de sin2(213) < 0,03 à 90 % de confiance
The Double Chooz experiment aims to study the oscillations of electron antineutrinos produced by the Chooz nuclear power station, located in France, in the Ardennes region. It will lead to an unprecedented accuracy on the value of the mixing angle 13. Improving the current knowledge on this parameter, given by the CHOOZ experiment, requires a reduction of both statistical and systematic errors, that is to say not only observing a large data sample, but also controlling the experimental uncertainties involved in the production and detection of electron antineutrinos. The use of two identical detectors will cancel most of the experimental systematic uncertainties limiting the sensitivity to the value of the mixing angle. We present in this thesis, simulations of reactor antineutrino spectra that were carried out in order to control the sources of systematic uncertainty related to the production of these particles by the plant. We also discuss our work on controlling the normalization error of the experiment through the precise determination of the number of target protons by a weighing measurement and through the study of the fiducial volume of the detectors which requires an accurate modeling of neutron physics. After three years of data taking with two detectors, Double Chooz will be able to disentangle an oscillation signal for sin2(213) > 0. 05 (at 3) or, if no oscillations were observed, to put a limit of sin2(213) < 0. 03 at 90% C. L

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Dridi, Walid. „Mesure de la section efficace de capture neutronique de l’234U à n_TOF au CERN pour les réacteurs nucléaires de Génération VI“. Evry-Val d'Essonne, 2006. http://www.biblio.univ-evry.fr/theses/2006/Interne/2006EVRY0017.pdf.

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Dans le cadre des études pour les réacteurs du futur, un programme de recherche se concentre sur l’utilisation du cycle thorium. Le principal avantage de ce cycle, comparé a celui de l’uranium est la minimisation de la production d’actinides mineurs, dont l’impact radiologique à long terme est le problème majeur du secteur électronucléaire. Afin d’avoir des calculs plus réalistes pour ce type de filière, une amélioration en terme de précision des bases de données nucléaires est nécessaire, en particulier, la section efficace de la réaction 234U(n,γ). Dans le cadre d’une collaboration internationale, une nouvelle mesure a été effectuée auprès de l’installation n_TOF au CERN en utilisant la méthode de temps de vol neutronique. Pour ce sujet le détecteur de capture utilisé est un calorimètre d’absorption totale 4π à base de BaF2. Pour déterminer l’efficacité de détection et comprendre la réponse du calorimètre nous avons utilisé des simulations Monte Carlo, grâce aux codes Geant4 et MCNPX. Nous avons effectué la soustraction de bruit de fond et des corrections du temps mort et empilements. Ensuite les paramètres de résonances, entre 0,03 eV et 2 keV, présentés dans ce travail ont été déduits à l’aide du code SAMMY, basé sur la théorie de matrice-R. Outre les paramètres de résonances, l’étude de leur valeur moyenne et de leur distribution a fait l’objet de ce travail
Accurate and reliable neutron capture cross sections are needed in many research areas, including stellar nucleosynthesis, advanced nuclear fuel cycles, waste transmutation, and other applied programs. In particular, the accurate knowledge of 234U(n,γ) reaction cross section is required for the design and realization of nuclear power plants based on the thorium fuel cycle. We have measured the neutron capture cross section of 234U, with a 4π BaF2 Total Absorption Calorimeter (TAC), at the recently constructed neutron time-of-flight facility n_TOF at CERN in the energy range from 0. 03 eV to 1 MeV. Monte-Carlo simulations with GEANT4 and MCNPX of the detector response have been performed. After the background subtraction and correction with dead time and pile-up, the capture yield from 0. 03 eV up to 2 keV was derived. The analysis of the capture yield in terms of R-matrix resonance parameters is discussed. In addition to the resonance parameters, a study of their mean value and distribution is included in this work

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Hennion, Arnaud. „Microstructure et fragilisation des aciers de cuve des réacteurs nucléaires VVER 440“. Lille 1, 1999. https://pepite-depot.univ-lille.fr/LIBRE/Th_Num/1999/50376-1999-389.pdf.

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Les réacteurs nucléaires VVER 440 à eau pressurisée, comptent à ce jour 27 unités en fonctionnement en Europe de l’Est et en ex-URSS. Les cuves de ces réacteurs, en aciers faiblement alliés au Cr-Mo-V, se caractérisent par la présence d’un joint soudé circonférentiel en regard de la zone de cœur du réacteur. Le joint subit un flux neutronique important et contient des teneurs élevées en cuivre et phosphore, éléments réputés fragilisants sous irradiation. La cinétique de fragilisation des cuves s’en trouve accélérée, abrégeant l’espérance de vie des réacteurs. Afin d’acquérir des connaissances sur la microstructure et les propriétés mécaniques de ces aciers de cuve, des métaux de base, des ZAT et des zones fondues ont été étudiés. Les teneurs élevées en phosphore dans les zones fondues provoquent une fragilisation de revenu réversible pendant les revenus de post-soudage. La nature du dommage d’irradiation des zones fondues a été déterminée par des examens en diffusion des neutrons aux petits angles, en sonde atomique et en microscopie électronique en transmission. Des atmosphères de soluté d’un rayon proche du nanomètre, riches en cuivre et présentant des caractéristiques en partie identiques à celles présentes dans les aciers de cuve occidentaux sont mises en évidence. Une évolution de la distribution en taille de fins carbures de vanadium décorant la sous-structure de dislocations de ces aciers est également observée. Ces défauts disparaissent au cours des revenus de post-irradiation. Comme dans les aciers de cuve occidentaux, la fragilisation des aciers de cuve résulte de mécanismes de durcissement et de réduction de la cohésion des interfaces. La spécificité du dommage d’irradiation des aciers de cuve VVER 440 est principalement liée aux teneurs élevées en phosphore et à la présence d’une distribution dense de fins carbures de vanadium.

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Dardour, Saied. „Contribution à l'optimisation du couplage des réacteurs nucléaires aux procédés de dessalement“. Aix-Marseille 3, 2007. http://www.theses.fr/2007AIX30033.

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Ce travail porte sur la modélisation, la simulation et l'optimisation du couplage entre les réacteurs nucléaires, de type réacteur à eau sous pression et réacteur haute température modulaire, et les procédés de dessalement de type distillation à effets multiples et osmose inverse. Les concepts de réacteurs considérés dans cette étude sont PWR (Pressurized Water Reactor) et GTMHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor). Les procédés de dessalement retenus sont MED (Multi Effect Distillation) et SWRO (Sea Water Reverse Osmosis). Ces configurations couplées n'ont pas fait l'objet d'études poussées jusqu'à présent. Un outil logiciel EXCELEES de modélisation thermodynamique des systèmes couplés, basé sur le solveur d'équations algébriques EES (Engineering Equation Solver), a été développé. Des modèles des systèmes de conversion d'énergie et des procédés de dessalement membranaires et à base de distillation ont été développés. Basés sur le premier et le deuxième principes de la thermodynamique, ces modèles ont permis de déterminer le point de fonctionnement optimal des systèmes couplés. L'analyse thermodynamique a été complétée par une première évaluation économique. Basée sur l'utilisation de l'outil logiciel DEEP de l'Agence Internationale à l'Energie Atomique, cette évaluation a confirmé l'intérêt d'utiliser ce type de réacteurs pour le dessalement. Un outil de modélisation des procédés thermiques de dessalement en régime dynamique a été également développé. Cet outil a été appliqué à l'étude de la dynamique d'une installation existante et a donné des résultats satisfaisants. Une première vérification de sûreté a été enfin effectuée. Les transitoires pouvant mettre en péril le système intégré ont été identifiés. Un ensemble de mesures visant à consolider la sûreté ont été proposés.

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Huy, Virginie. „Contribution to nuclear data improvement by assimilation of integral experiments for the ASTRID core neutronic characterization“. Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0333/document.

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Au CEA sont actuellement réalisées des études de conception pour un démonstrateur de SFR, le réacteur ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration). Ce travail implique de développer et valider des outils de calcul scientifique afin de créer un dossier de sûreté à transmettre à l’ASN. Notamment, l’utilisation de codes neutroniques doit permettre de calculer les caractéristiques de cœurs de réacteur avec des précisions bien maitrisées. Les données nucléaires, qui sont les paramètres d’entrée de ces codes, constituent la principale source d'incertitude dans ces calculs. Le but de cette thèse est de réduire les incertitudes dues aux données nucléaires et donc de mieux prédire les caractéristiques du cœur d’ASTRID en utilisant l’assimilation de données intégrales. Basée sur l'inférence bayésienne-laplace appliquée sur des valeurs «a priori» (bibliothèque JEFF-3.1.1 et matrices COMAC), cette méthode consiste à mettre à jour nos connaissances sur les données nucléaires par ajustement de leurs valeurs centrales et incertitudes associées en utilisant des mesures intégrales. Les résultats de ce travail ont été utilisés pour quantifier les biais et les incertitudes réduites associées aux caractéristiques du cœur d'ASTRID (masse critique, coefficient de vide et de Doppler, antiréactivité des barres de contrôle ...)
The design of an advanced SFR demonstrator, the ASTRID reactor (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) at CEA implies the development and validation of scientific calculation tools, in order to create a safety dossier. Notably, the use of neutronic codes aims at defining the characteristics of reactor cores with well-mastered accuracies. Nuclear data, the input parameters of these codes, constitute the main source of uncertainty in neutronic calculations. The purpose of this PhD is to reduce uncertainties associated to nuclear data, and hence better predict the characteristics of the ASTRID core, using Integral Data Assimilation. This method, based on Bayesian-Laplace Inference, consists in using integral data C/E (calculation-to-experiment ratio) to perform adjustments on the central value and uncertainties of nuclear data. The modifications on nuclear data suggested by assimilation results have been used to quantify the bias and the reduced uncertainties associated to the ASTRID core main characteristics

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Shin, Hyeong-Ki. „Analyse de transitoires pouvant conduire les coeurs de réacteurs à eau dans des situations dégradées, analyse des configurations résultantes“. Aix-Marseille 1, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX11024.

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Les accidents graves survenus recemment sur des reacteurs nucleaires (tchernobyl et t. M. I. 2) ont conduit l'ensemble des pays possedant des installations nucleaires a se pencher sur la gestion de situations resultant d'accidents graves. Cette these s'inscrit dans ce cadre et a pour but d'analyser, en terme de reactivite, le comportement de coeurs degrades resultant de differentes configurations accidentelles. Deux types de degradations peuvent se rencontrer : des degradations locales (destruction d'assemblages isoles dans le cur) ou entendues (blocs d'assemblages voisins detruits). L'accident de tmi donne un exemple de degradation etendue du cur. La simplicite de la mise en uvre du calcul de l'accident d'ejection de grappe par rapport aux autres transitoires accidentels a motive le choix de cet accident pour la determination de configurations de cur localement degrades. L'accident d'ejection de grappe de controle presente des effets tridimensionnels importants et fait intervenir le couplage de phenomenes neutroniques et thermohydrauliques. La mise en uvre et la validation d'un schema de calcul 3d couple (neutronique-thermohydraulique) deja existant ont permis d'analyser les consequences d'un tel accident et d'aboutir notamment a la conclusion que seul l'ajout d'hypotheses irrealistes concernant l'echange d'assemblage permettait d'aboutir a une degradation partielle du coeur. Une estimation raisonnable de l'energie emmagasinee dans les assemblages les plus irradies, par rapport a celle emmagasinee au point chaud, a aussi ete obtenue pour la premiere fois. Les recentes experiences effectuees (experiences cabri) ont montrees que les assemblages fortement irradies voient leur capacite a emmagasiner l'energie diminuer fortement par rapport a celle d'assemblages neufs. Cette premiere estimation de la repartition de l'energie produite entre les differentes assemblages, au cours de l'accident d'ejection de grappe, presente donc un acquis important dans l'etude des consequences d'un eventuel allongement des campagnes (actuellement envisage par les exploitants). Finalement l'analyse proprement dite de la criticite de coeurs degrades a pu etre effectuee a partir d'un ensemble de configurations assez vaste. Cette etude a necessite une etape preliminaire visant a s'assurer de la validite des methodes de calcul utilisees pour la modelisation d'un cur presentant de fortes heterogeneites. Ce travail a abouti a la conclusion qu'un calcul en theorie de la diffusion a 6 groupes permettait d'obtenir une estimation raisonnable et conservative de la reactivite du cur. Les resultats obtenus a partir de calculs a deux dimensions (sans prise en compte de fuites axiales), ont montres qu'une degradation locale peu etendue etait la situation pour laquelle l'ecart entre la criticite du cur non degrade et celle du cur degrade est la plus faible et que, de toute facon, un controle du cur par injection de bore soluble s'imposait : seules les configurations ou un nombre tres important d'assemblages est degrade permettent d'obtenir des diminutions de reactivite significatives par rapport au cas initial.

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Cury, Rafael. „Étude métallurgique des alliages Ni-W et Ni-W-Cr : relation entre ordre à courte distance et durcissement“. Paris 12, 2007. http://www.theses.fr/2007PA120062.

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La famille des alliages Ni-Cr-Mo (type Hastelloy©) est caractérisée par des alliages commerciaux hautes températures très résistant à la corrosion. Cependant, essentiellement pour des applications nucléaires, il est indispensable de pouvoir disposer d'alliages avec une tenue en température plus élevée tout en gardant une bonne tenue à température ambiante, avec une faible activation. Ce travail de thèse présente des recherches en amont sur des alliages réfractaires Ni-W et Ni--W-Cr dédiés à des applications en conditions extrêmes pour des réacteurs nucléaires de Génération IV. Comme les alliages du type Ni-W et Ni-W-Cr sont beaucoup moins connus, un travail métallurgique fondamental est nécessaire pour comprendre les transformations de phases (ordre-désordre) dans le système binaire (Ni-W) et ternaires. Notamment la nature de l'ordre à courte distance et son effet sur le durcissement par solution solide à haute température (à travers la microdureré et microdureté à chaud) sont présentés ainsi que des modélisations utilisant le logiciel Thermocalc©, qui permettent d'établir les zones en composition où les alliages ternaires présentent une solution solide stable. Une prévision du comportement des alliages en température montre que ces alliages devraient présenter une vitesse de fluage réduite par un ordre de grandeur par rapport aux alliages du type Hastelloy©. Les résultats montrent qu'il existe un ordre à courte distance très significatif dans les alliages ternaires Ni-W-Cr. Cet ordre à courte distance contribue notablement au durcissement des alliages à température ambiante et aussi, mais de manière moins importante, à haute température (800°C)
Commercial alloys such as Ni-Cr-Mo (Hastelloy© type) are well known for their high resistance with respect to corrosion at high temperature, though for Generation IV reactors, other alloys are required in order to have a better resistance regarding corrosion and oxidation, to have appropriate high temperature mechanical properties (yield stress and creep resistance) as well as acceptable room temperature toughness. One possible solution is the substitution of Mo by W. These related Ni-Cr-W systems offers improvements over Hastelloy, such as a lower activation and potentially better creep resistance, whilst maintaining similar corrosion and oxidation resistance using electron diffraction, the structural state (in terms of long and short range order) of the binary Ni-W and ternary Ni-W-Cr alloys have been studied as a function of composition. The effect of order on the high temperature solid solution hardening is also detected for these alloys as well as short evaluation of the probable creep behaviour of these alloys. Simulation on phase diagrams with Thermocalc© shows that a compromise on the composition must be found in order to find the best resistance to corrosion/oxidation and the best mechanical resistance. Results show that there is remarkable short range order on Ni-W-Cr alloys. This ordering plays a major role on the hardening mechanisms for room temperature and less accentuated role for high temperature (800°C)

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Tisseur, David. „Contrôle par imagerie X de combustible nucléaire pour les centrales à haute température“. Villeurbanne, INSA, 2008. http://www.theses.fr/2008ISAL0015.

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Ce travail s'inscrit dans le cadre d'une thèse CIFRE entre AREVA NP et le laboratoire CNDRI de I'INSA de Lyon dans le contexte du développement d'une centrale de quatrième génération dite High Temperature Reactor (HTR). Dans ces futures centrales nucléaires, le combustible se présentera sous la forme de petites billes multicouches de 1 mm de diamètre appelée particule TRISO (TRistructuraiiSOtropic). Pour des raisons de sûreté divers contrôles de ces particules doivent être mis en place. Le premier objectif de ce travail est de développer une méthode de mesure de la densité des couches entourant les particules HTR par rayons X et la conception d'un démonstrateur industriel. La technique de mesure, que nous avons mise en place, est fondée sur une méthode inverse qui repose sur l'imagerie X en contraste de phase. Le second objectif de ce travail est de quantifier la répartition spatiale des particules dans un assemblage combustible nommé "compact". Après un état de l'art sur la mesure de l'homogénéité, nous montrons qu'une tomographie à haute énergie associée à un traitement de l'image adapté permet d'obtenir la position dans l'espace de chaque particule constituant le compact. L'approche proposée consiste à comparer un histogramme multiéchelle de répartition expérimental des particules à un modèle théorique à l'aide d'un test du chi2. Ceci nous permet de dégager un critère permettant de quantifier l'homogénéité des compacts
This PhD the. Sis is the result ot a collaboration between AR EVA NP and laboratory CNDRI of the INSA of Lyon in the context of the development of a 4\textsuperscript{th} generation nuclear power plant, named as High Temperature Reactor (HTR). In these future nuclear power plants, the fuel consists of small multi-layer spheres of 1 mm diameter called TRISO particle (TRistructural ISOtropie). For safety reasons various controls of these particles must be developed. The first objective of this study is to develop a measurement method of the density of the layers surrounding HTR particles by x-rays and to install an industrial demonstrator. The measurement technique is founded on an inverse method based on X-ray phase contrast imaging. The second objective is to quantify the space distribution of the particles in a fuel assembly named "compact". After a state of the art to the measure of the homogeneity, we demonstrate that a high energy tomography associated with a suitable image processing enables to obtain the position in the space of each particle constituting the compact. The suggested approach consists in comparing an experimental multiscale histogram of particle distribution with an ideal model using a chi2 test. This allows to suggest a criterion to quantify the homogeneity of the compact

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Rolina, Grégory. „Prescrire la sûreté, négocier l’expertise : La fabrique de l’expertise des facteurs humains de la sûreté nucléaire“. Paris 9, 2008. https://portail.bu.dauphine.fr/fileviewer/index.php?doc=2008PA090046.

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Cette thèse porte sur une activité d’expertise particulière, consacrée à la sûreté des installations nucléaires dans le domaine des facteurs humains et organisationnels. Elle s’appuie sur un travail empirique, basé sur un suivi des experts « en action », qui a notamment permis de reconstituer dans le détail trois dossiers qu’ils ont eu à instruire. L’analyse, centrée autour d’une définition de ce que peut être une expertise efficace aboutit à distinguer trois registres d’actions de l’expertise (rhétorique, cognitif, opératoire). Définis à partir d’objectifs et de contraintes susceptibles d’influencer le comportement des experts, ces trois registres requièrent chacun des savoirs qui leur sont spécifiques. Une telle conception de l’expertise semble adaptée à d’autres secteurs d’activité et permet d’enrichir les modèles de la littérature. Des éléments d’histoire des institutions françaises de la sûreté nucléaire sont par ailleurs mobilisés pour tenir compte de certains déterminants de l’expertise étudiée ; son efficacité dépend en effet du maintien d’un dialogue continu entre les régulateurs et les régulés. Une telle forme de régulation constitue une des spécificités du système français de contrôle externe des risques nucléaires
This Ph. D thesis is dedicated to a specific type of expertise, the safety of nuclear installations in the field of human and organisational factors. Empirical work is at the foundation of this thesis: the monitoring of experts “in action”, allowed a detailed reconstruction of three cases they were examining. The analysis, at the core of which lies the definition of what an efficient expertise can be, leads us to identify the expert’s three ranges of actions (rhetorical, cognitive, operative). Defined from objectives and constraints likely to influence the expert's behaviour, those three ranges each require specific skills. A conception of expertise based on these ranges seems adaptable to other sectors and allows an enrichment of models of expertise cited in literature. Historical elements from French institutions of nuclear safety are also called upon to take into consideration some of the determinants of the expertise; its efficiency relies on the upholding of a continuous dialogue between the regulators (the experts and the control authority) and the regulated (the operators). This type of historically inherited regulation makes up a specificity of the French system of external control of nuclear risks

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Zacharie, Isabelle. „Traitements thermiques de l'oxyde d'uranium irradié dans un réacteur à eau pressurisée (R. E. P. ) : gonflement et relâchement des gaz de fission“. Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 1997. http://www.theses.fr/1997ECAP0514.

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Afin de maintenir à un niveau maximal de sureté les réacteurs à eau pressurisée, il est nécessaire de comprendre le phénomène d'interaction mécanique et chimique entre l'élément combustible et sa gaine sous l'effet d'une élévation brutale de température, due à un transitoire de puissance. Dans ce processus, le gonflement de l'oxyde d'uranium occupe une place importante. Il a pour origine une précipitation sous forme de bulles de gaz de fission, qui, lorsqu'ils accèdent à l'extérieur, sont relâchés. C'est pourquoi l'objectif de cette thèse consiste à acquérir une meilleure connaissance des mécanismes mis en jeu. Des échantillons d'oxyde d'uranium, issus d'un combustible ayant fonctionné pendant deux cycles, ont tout d'abord subi des traitements thermiques entre 1100c et 1700c pour des temps de traitement variant de cinq minutes à dix heures. L'évolution de la quantité de gaz relâchés en fonction du temps a été déterminée lors de chaque traitement. La confrontation de ces résultats expérimentaux avec un modèle numérique existant s'étant révélée satisfaisante, il apparait que le relâchement, après formation de tunnels aux joints de grains, est contrôlé par la diffusion. Les échantillons ont fait ensuite l'objet de mesures de gonflement. Les examens micrographiques des échantillons montrent que les bulles sont intergranulaires, de forme lenticulaire. Le gonflement mesuré pouvant s'expliquer par la seule coalescence des bulles, un modèle a été développé. Il aboutit à une équation permettant d'obtenir le gonflement intergranulaire d'un combustible ayant fonctionné deux cycles en réacteur en fonction du temps et de la température. L'étude entreprise donne donc la possibilité d'interpréter le comportement des gaz de fission, lors d'une élévation de température.

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Kooyman, Timothée. „Amélioration des performances de transmutation des actinides mineurs dans les réacteurs de quatrième génération : aspects cycle et coeurs“. Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0242/document.

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La transmutation des actinides mineurs est une solution inscrite dans la loi de 2006 sur la gestion des déchets nucléaires à long terme. Une approche possible pour implémenter cette technique consiste à récupérer ces noyaux lourds lors du retraitement du combustible nucléaire et à les recharger dans le cœur d’un réacteur. Cependant, l’ajout d’actinides mineurs dans le cycle du combustible nucléaire entraine l’apparition de pénalités, tant sur le comportement du réacteur associé que sur les différentes étapes du retraitement.Après une analyse des impacts de la transmutation, une méthodologie d’optimisation du cœur d’un réacteur est développée avec prise en compte de l’ensemble des contraintes liées au cycle du combustible et au fonctionnement du réacteur. Pour le mode hétérogène, où les actinides mineurs sont chargés dans des assemblages dédiés placés en périphérie du cœur, il est démontré que l’utilisation d’éléments légers pour modérer le spectre dans les cibles est une solution optimale.Pour le mode homogène, où les actinides mineurs sont directement dilués dans le combustible du cœur, il est démontré que les cœurs à faible vidange présentant des hétérogénéités axiales ne sont que peu impactés par le chargement en actinides mineurs pour les transitoires de type perte de débit. On montre que le design d’un cœur pour le transmutation doit résulter d’un arbitrage entre les performances pour un transitoire de perte de débit et celles pour un transitoire de type insertion de réactivité. Enfin, il a été démontré que quelle que soit l’approche envisagée, les contraintes liées au cycle présentent des défis que seule une importante R&D dans ce domaine pouvait surmonter
Minor actinides transmutation is a solution written in the 2006 law on nuclear waste management. One option to carry out transmutation is to recover these heavy nuclides during fuel reprocessing and load them again in reactor cores to achieve fission and obtain shorter-lived fission products. However, minor actinides loading in the nuclear fuel cycle leads to penalties on core transient behavior and fuel reprocessing, such as a modification of core feedback coefficients or a higher neutron source and decay heat of the spent fuel.Following a complete analysis of the transmutation impacts, an optimization methodology of the reactor core taking into account all the fuel cycle and core behavior constraints is developed here. For the heterogeneous mode, where minor actinides are loaded in dedicated targets located at the core periphery, it is shown that the use of light elements to locally moderate the neutron spectrum in the blankets is an optimal solution, even when considering the negative impacts on the fuel cycle.For the homogeneous mode, where minor actinides are directly mixed with the fuel, it is shown that low void cores with axial heterogeneities are not impacted by minor actinides loading for loss-of-flow transients. It is demonstrated that core design results from a balance between core behavior in loss-of flow transient and reactivity insertion transient. Finally, it is shown that regardless of the minor actinides transmutation mode envisaged, fuel cycle constraints were challenging and requires significant R&D in support

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Allais, Virginie. „Qualification du formulaire DARWIN pour les études du cycle de combustible pour les réacteurs à eau bouillante“. Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11063.

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Minko, Wilfried Saturnin. „Emballements thermiques de réactions. Etude des méthodes de dimensionnement des évents de sécurité applicables aux systèmes hybrides non tempérés“. Saint-Etienne, EMSE, 2008. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00372536.

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Les travaux issus du DIERS ont permis de développer des méthodes simplifiées de dimensionnement des évents pour la protection des enceintes en cas d’emballement de réaction. Appliquée aux systèmes non tempérés (ceux pour lesquels stabiliser la pression ne stabilise pas la température), la méthode DIERS peut conduire à des tailles d’évent très surdimensionnées. Des méthodes en similitude, qui reproduisent le scénario d’emballement dans un réacteur pilote, conduisent à des tailles d’évent plus réalistes. Mais ces méthodes sont lourdes à mettre à oeuvre. Une étude antérieure à la nôtre a conduit au développement d’une maquette en similitude à l’échelle du laboratoire (0,1 L). Elle a été partiellement validée par une étude comparative de la décomposition d’une solution d’hydroperoxyde de cumène (HPOC) à 30 % en masse dans du 2,2,4-triméthyl-1,3-pentanediol diisobutyrate (ou butyrate) entre la maquette à 0,1 L et le réacteur ONU 10 L. L’usage de la maquette à 0,1 L a ainsi permis de commencer à mieux comprendre le déroulement du blowdown (vidange d’un réacteur sous pression à travers une ligne d’évent) et d’évaluer la méthode DIERS pour un système non tempéré. L’objectif de notre étude a été d’élargir cette compréhension et de mieux identifier l’origine du caractère surdimensionnant de la méthode DIERS en améliorant la maquette, en abordant de nouveaux systèmes chimiques, et surtout en faisant varier la quantité de vapeur dans les systèmes étudiés. Nous avons complété la maquette en similitude 0,1 L par un système de mesure du volume de gaz évacué. Nous avons réalisé une étude des fuites thermiques qui a montré que cette maquette permet non seulement de reproduire des scénarios d’incendie, mais aussi des scénarios adiabatiques. Puis nous avons recherché des solutions qui se rapprochent le plus possible d’un pur gassy (influence de la vapeur aussi faible que possible) : peroxyde de dycumyl (DCP) et dans une moindre mesure tertbutylperoxy-2-ethylhexanoate (tBPEH) dans le butyrate ou le dodécane. L’étude de la décomposition des mêmes peroxydes dans un solvant plus volatil (le xylène) a ensuite permis de mesurer la sensibilité du blowdown et de la méthode DIERS à la vaporisation. L’étude de ces systèmes en cellule fermée et en cellule ouverte (calorimétrie adiabatique) a accessoirement montré que ces deux méthodes conduisent à évaluer un débit de gaz produit très différent. L’étude du déroulement du blowdown a permis de confirmer les tendances qualitatives attendues : plus il y a vaporisation, plus la cinétique est sensible à la taille de l’évent. Un constat plus surprenant est qu’il y a toujours stabilisation de la température due à une ébullition après le deuxième pic de pression, même pour le système le plus proche d’un pur gassy (DCP dans le butyrate). Pour les systèmes proches d’un pur gassy, notre étude nous a conduit à conclure que le surdimensionnement des méthodes DIERS est essentiellement dû à l’hypothèse de régime homogène dans le réacteur et d’écoulement diphasique homogène à travers l’évent, alors cette hypothèse n’est pas vérifiée. Une part moins importante provient de la nature de l’essai calorimétrique utilisé pour le dimensionnement (cellule ouverte ou cellule fermée). Pour les systèmes non tempérés qui présentent une sensibilité à la vaporisation, il faut ajouter l’influence de la vaporisation sur la cinétique de réaction, qui n’est pas prise en compte par la méthode DIERS. Le surdimensionnement peut alors atteindre trois ordres de grandeur !
DIERS developed simplified emergency vent sizing methods to protect vessels from overpressures. When applied to untempered systems, DIERS methodology can be overly conservative. Some similarity tools (like UN 10 L reactor) lead to more realistic vent sizes. They are however very constraining. A former study led to building a new similarity vent sizing tool at laboratory scale: the 0. 1 L scale model. It was partially validated by a comparative study between the new tool and UN 10 L reactor, of the thermal decomposition of cumene hydro peroxide (CHP) 30 % w/w in 2,2,4-triméthyl-1,3-pentanediol diisobutyrate (butyrate). The 0. 1 L scale model then allowed a better understanding of the blowdown course and assessment of vent sizes from DIERS methodology for untempered systems. This work was aimed at widening that understanding and at a better identification of the origin of DIERS method being so much oversizing. The method was improving the scale model, testing new chemical systems and especially changing the vapour contents of these chemical systems. We added a real time measurement of vented gas volume to the scale model. A study of thermal leaks allowed verifying that the scale model can be used for simulating not only fire scenarios but also adiabatic ones. We then looked for solutions as near as possible from the pure gassy case (vapour influence as low as possible): dycumyl peroxide (DCP) and tert-butylperoxy-2-ethylhexanoate (tBPEH) in butyrate. Study of the decomposition of the same peroxides in a more volatile solvent (xylene) then allowed measuring the sensitivity of the blowdown and the DIERS method to vaporisation. Studying these systems in both closed and open test cells (adiabatic calorimetry) incidentally showed that these two methods lead to very different assessments for gas flow rate. Studying blowdown course allowed confirmation of forecast qualitative trends: the more vaporisation exits, the more kinetics are sensitive to vent size. A more surprising observation is that a temperature stabilisation due to ebullition is always observed after the second pressure peak, even for the most gassy system (DCP in butyrate). For nearly pure gassy system, we concluded that the main origin of DIERS method being oversizing is the assumption of a homogenous flow regime inside the reactor (level-swell) and thus two-phase flow through the safety vent whereas real flow is gaseous. A less important source is the type of calorimetric test used for sizing (closed or open test). For untempered systems sensitive to vaporisation, oversizing is moreover due to the vaporisation effect, which is not taken into account in DIERS methods

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Lozano, Nathalie. „La subdivision d'un solide induite par l'évolution de sa composition chimique : intérêt pour la céramique nucléaire a fort taux d'irradiation“. Dijon, 1998. http://www.theses.fr/1998DIJOS067.

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La subdivision de la céramique nucléaire à de fort taux d'irradiation peut être un facteur limitant pour le fonctionnement d'un réacteur électronucléaire. Pour les trois types de combustibles étudiés (UO 2-REP, MOX-REP, et (U, Pu)O 2-RNR), la subdivision de la céramique en sous-grains microniques est observée dans des zones ou le taux de combustion est supérieur a 60 GWj/tM et la température estimée est inférieure a 900°C, alors que la structure cristalline initiale semble conservée. Nous avons mis en évidence la concomitance de la subdivision et de l'évolution de la composition chimique dans les zones concernées. Pour tenter d'établir qu'il existe vraisemblablement une relation entre l'évolution de la morphologie de la céramique nucléaire et celle de la composition chimique, l'oxydation de frittés d'UO 2 a été étudiée. Au cours de ces travaux sur la céramique irradiée ou oxydée, nous avons identifié deux types de morphologies des sous-grains. Lorsque la subdivision est observée en volume, les sous-grains sont polyédriques, c'est-à-dire qu'ils sont caractérisés par des faces polygonales délimitées par des arêtes vives. Par contre, les sous-grains issus de la subdivision sur une surface libre sont lisses et d'aspect arrondi. A partir de la théorie de Grinfeld', un modèle est proposé pour décrire la subdivision en sous-grains arrondis liée a l'accommodation particulière, sur une surface libre, des contraintes engendrées par l'évolution de la composition chimique. Nous proposons un mécanisme impliquant une fragmentation suivant des plans cristallins pour décrire la subdivision en sous-grains polyédriques liée a l'accommodation, loin de la surface, des contraintes engendrées par l'évolution de la composition chimique.

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Ounsy, Abdelmjid. „Méthode d'analyse de sensibilité adjointe : application à un code de thermohydraulique des réacteurs nucléaires“. Grenoble 1, 1992. http://www.theses.fr/1992GRE10164.

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L'objet de ce travail est d'etudier les methodes d'analyse de sensibilite de fonctionnelles dont les arguments sont solutions d'equations aux derivees partielles (ou de leur approximation discrete) parametrees. Il s'agit de quantifier l'influence de petites perturbations des parametres sur les dites fonctionnelles. L'application concrete qui en decoule concerne le code de thermohydraulique cathare developpe au cen-grenoble et dont le modele associe est regi par des equations aux derivees partielles non lineaires hyperboliques du premier ordre. Apres une presentation generale des methodes d'analyse de sensibilite, l'etude porte sur l'aspect mathematique sous lequel leur application a des e. D. P hyperboliques peut etre entrevue. Elle se termine par la mise en uvre pratique de la methode dite de sensibilite adjointe (asm), suivie des resultats numeriques de son application au code cathare

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Limaiem, Imed. „Modélisation globale des réacteurs à caloporteur gaz de génération-IV : application au Very High Temperature Reactor (VHTR)“. Evry-Val d'Essonne, 2006. http://www.theses.fr/2006EVRY0044.

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Le Very High Temperature Reactor (VHTR) est l'un des six concepts retenus par le Forum International Génération-IV, comme étant les plus prometteurs pour être déployés industriellement entre 2030 et 2050. C'est un réacteur à neutrons thermique utilisant l'hélium comme caloporteur et le graphite comme modérateur. Il en existe deux variantes, l'une avec des combustibles prismatiques, l'autre avec des boulets. Seule la variante prismatique a été étudiée dans le cadre de cette thèse dont l'objectif était de rechercher des modélisations permettant de bien prendre en compte les phénomènes physiques intervenant en fonctionnement normal ou accidentel. Les choix technologiques relatifs à la nature du combustible, du modérateur et du caloporteur ainsi que la géométrie annulaire des cœurs confèrent à la filière VHTR des caractéristiques physiques bien particulières, et donne un rôle très important aux contre-réactions thermiques qui sont présentes non seulement dans le cœur, mais également dans les réflecteurs. L'évaluation de ces contre-réactions, indispensable pour obtenir les précisions requises passent par un couplage entre la neutronique et la thermohydraulique. A près avoir bien mis en évidence ce besoin, les travaux de thèse ont porté sur le développement et l’étude du système de couplage neutronique et thermohydraulique pour les VHTR à caloporteur gaz constitués de blocs prismatiques. Le modèle de couplage repose sur une résolution séparée des problèmes neutronique et thermohydraulique. Le schéma de calcul neutronique est un schéma à double-niveau Transport (APOLLO2) et Diffusion (CRONOS2) respectivement à l’échelle de l’assemblage combustible et de l’ensemble du cœur. Le modèle thermohydraulique est basé sur une approximation des équations de Navier-Stokes résolues en milieu homogène poreux dans le code CAST3M. Les paramètres thermohydrauliques du milieu poreux sont définis à l’aide d’un modèle d’homogénéisation générique. Le couplage est rendu possible grâce à un modèle de déshomogénéisation qui assure une cohésion entre les températures du milieu poreux et les températures du combustible dans le calcul neutronique ; il est assuré par des procédures externes permettant la communication entre les codes de calcul de neutronique et thermohydraulique. Ce modèle de couplage disponible, il est nécessaire de disposer d'un cycle à l'équilibre avant d'aborder les problèmes de fonctionnement. En l'absence de données existantes (les études de conception n'étaient pas suffisamment avancées) on a été amené à effectuer des études de cœur en situation de fonctionnement normal avec des recherches de cycle à l’équilibre pour un cœur VHTR, piloté par les barres de contrôle. Ces études, difficiles compte tenu du très grand nombre de paramètres ont permis d’appréhender la physique d'un réacteur VHTR et la compréhension des différents phénomènes mis en jeu. Ont notamment été évalués les équilibres s’établissant dans le cœur entre la puissance, la température et la concentration du xénon
As cooled high temperature reactor (HTR) belongs to the new generation of nuclear power plants called Generation IV. The Generation IV gathers the entire future nuclear reactors concept with an effective deployment by 2050. The technological choices relating to the nature of the fuel, the moderator and the coolant as well as the annular geometry of the core lead to some physical characteristics. The most important of these characteristics is the very strong thermal feedback in both active zone and the reflectors. Consequently, HTR physics study requires taking into account the strong coupling between neutronic and thermal hydraulics. The work achieved in this PHD consists in modeling, programming and studying of the neutronic and thermal hydraulics coupling system for block type gas cooled HTR. The coupling system uses a separate resolution of the neutronic and thermal hydraulics problems. The neutronic scheme is a double level Transport (APOLLO2) /Diffusion (CRONOS2) scheme respectively on the scale of the fuel assembly and a reactor core scale. The thermal hydraulics model uses simplified Navier Stokes equations solved in homogeneous porous media in code CAST3M CFD code. A generic homogenization model is used to calculate the thermal hydraulics parameters of the porous media. A de-homogenization model ensures the link between the porous media temperatures of the temperature defined in the neutronic model. The coupling system is made by external procedures communicating between the thermal hydraulics and neutronic computer codes. This PHD thesis contributed to the Very High Temperature Reactor (VHTR) physics studies. In this field, we studied the VHTR core in normal operating mode. The studies concern the VHTR core equilibrium cycle with the control rods and using the neutronic and thermal-hydraulics coupling system. These studies allowed the study of the equilibrium between the power, the temperature and Xenon. These studies open new perspective for core optimization and design

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Dissertationen zum Thema „Sûreté des réacteurs nucléaires“

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