Dissertations / Theses on the topic 'Accident grave de réacteur'
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Lacoue-Nègre, Marion. "Chimie de l’iode dans le circuit primaire d’un réacteur nucléaire en situation d’accident grave : étude de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau." Thesis, Lille 1, 2010. http://www.theses.fr/2010LIL10163/document.
Abstract:
En cas d’accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l’iode observé lors d’essais à grande échelle (programme PHEBUS-FP). Ces essais ont mis en évidence le rôle de la chimie hydrothermale de produits de fission (PF) tels que Cs et Mo sur la formation d’iode gazeux dans le circuit primaire. Des expériences de laboratoire dans un montage spécialement conçu reproduisent la chimie de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau entre 1600 et 150°C. Les analyses globales (ICP-MS, DRX) et locales (MEBE-EDX, microspectrométrie Raman) ont permis d’identifier CsI, MoO3,xH2O et Cs2MonO3n+1 (n=1,2,3,5,7) dans les particules d’aérosols submicroniques collectés à 150°C. La formation des molybdates de césium Cs2MonO3n+1 conduit à la présence d’iode en phase gazeuse à 150°C. La modélisation de la chimie et du transport des espèces gazeuses et particulaires du système {I, Cs, Mo, O, H}. dans la ligne expérimentale a été réalisée à l’aide du code de calcul SOPHAEROS. La comparaison des résultats expérimentaux et des résultats des simulations met en avant des écarts, en particulier sur la prévision de la quantité d’iode gazeux présente à 150°CIodine and cesium radio nuclides constitute important fission products (FP) of 235U. If the volatile forms (gas, aerosol) of FP would be released into the environment during a hypothetical severe accident of pressurized water reactor (PWR), a potential health hazard would be the ensue. Understanding their behaviors is an important prerequisite for planning appropriate mitigation measures. Severe reactor accident simulations are conducted in several tests of the international PHEBUS-FP program. The suspected connection existing between FP such as Cs, Mo and I, hydrothermal chemistry and its role on the iodine speciation in the primary circuit of reactor coolant system are highlighted. An experimental setup was developed to study the chemical behavior of CsI/MoO3 mixtures at 1600°C under steam and then during the steam cooling to 150 °C. These hydrothermal conditions are representative of the primary circuit of PWR. The analyses using ICP-MS, powder XRD, MEBE-EDX and Raman microspectrometry identify submicrometric aerosol particles as CsI, MoO3.xH2O and Cs2MonO3n+1 (n=1, 2, 3, 5, 7) according to the starting CsI/MoO3 ratio. The formation of Cs2MonO3n+1 induces the generation of gaseous iodine. This later result is in agreement with PHEBUS-FP experiments. The simulations of vapor phase chemistry and aerosol phenomena of the {I, Cs, Mo, O, H} system in the experimental setup were carried out using the SOPHAEROS code based on the thermodynamic chemical equilibriums. Some discrepancies were observed between experimental and simulated results, particularly for Mo rich particles and the volatile iodine species release
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Sanchez-Brusset, Mathieu. "Mécanismes d'oxydation de l'acier liquide lors de l'Interaction Corium-Béton à haute température en cas d'accident grave de réacteur nucléaire." Thesis, Perpignan, 2015. http://www.theses.fr/2015PERP0015/document.
Abstract:
En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditions, et d'identifier les mécanismes prépondérants. Pour répondre à ces objectifs, trois volets ont été développés: une approche à l'équilibre thermodynamique, des expériences analytiques à effets séparés et des expériences intégrales avec du corium prototypique. L'analyse des expériences intégrales montre que les gaz relâchés par le béton ne sont pas les seules sources d'oxydation, mais qu'une source d'oxydation extérieure au béton participe aux mécanismes d'oxydation. Les expériences analytiques ainsi que les calculs à l'équilibre thermodynamique ont montré que le corium, par sa capacité à devenir sur-stoechiométrique, est une source d'oxydation supplémentaire. Au contraire, les oxydes du béton ne participent pas au mécanisme d'oxydation. Le mécanisme d'oxydation de l'acier liquide est basé sur une oxydation relativement forte du chrome et du fer. Le nickel n'est pas oxydé, et serait consommé préférentiellement par Évaporation d'après les calculs thermodynamiques. L'étude cinétique de l'oxydation a permis d'une part d'établir deux lois cinétiques d'oxydation par O2 et CO2 et d'autre part de proposer une modélisation de la cinétique d'oxydation de l'acier lors des essais intégrauxIn case of severe nuclear accident, the loss of coolant leads to the formation of a high temperature liquid mixture (T>2500K) of nuclear fuel and structural materials inside the vessel. After the vessel failure, the corium could interact with the concrete of the reactor pit. The metallic phase inside the corium during corium-concrete interaction, changes the ablation processes and release H2 and CO. The aim of the PhD thesis was to study the kinetics and mechanisms of the liquid steel oxidation during corium-concrete interaction. In this way, the study was divided in three parts: with calculations at the thermodynamic equilibrium, with analytical experiments and with prototypical experiments. The results of oxidation analyses during prototypical experiments show that gases inside the concrete are not the only one source of oxidation and that another source outside the concrete have to participate to the oxidation mechanism. The analytical experiments and the thermodynamic approach show that the corium can oxidize the metallic phase whereas the concrete oxides cannot. The oxidation mechanism of liquid steel is based on high chromium and iron oxidation leading to their depletion. Oxidation of nickel does not occur, it would be mainly evaporated according to the thermodynamic calculations. Thanks to the kinetic study, the rates of the liquid steel oxidation by O2 et CO2 have been found and a phenomenological model have been proposed to estimate the steel oxidation during the prototypical experiments
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Belloni, Julien. "Modélisation des phénomènes de dissolution lors des phases précoces et avancées d'un accident grave de réacteur nucléaire." Phd thesis, Ecole Centrale Paris, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00453295.
Abstract:
Cette thèse porte sur la modélisation des phénomènes de dissolution lors de la phase précoce d'un accident grave de réacteur nucléaire. L'étude s'intéresse à la dissolution de céramiques solides (ZrO2 et UO2) par un métal liquide (Zr). En cas d'hypothétique accident grave dans un Réacteur à Eau Pressurisée, les phénomènes de dissolution jouent un rôle primordial dans l'aggravation de la dégradation et la fusion des oxydes à des températures parfois largement inférieures à leur température de fusion normale. Cela concerne en particulier les principaux constituants des crayons combustibles : les pastilles d'UO2 ainsi que la couche de ZrO2 formée sur la surface externe de la gaine qui vont subir une dissolution par le zircaloy des gaines à partir de 2100 K (la température de fusion de ces oxydes étant supérieure à 2800 K). Dans l'état actuel des connaissances, on peut supposer que les phénomènes de dissolution sont responsables, d'une part, de l'effondrement prématuré des crayons combustibles dans le cœur et, d'autre part, de la formation rapide d'un bain liquide en fond de cuve si des oxydes de fer sont présents. De nombreuses études expérimentales ont été menées sur ce sujet mais la modélisation n'est pas encore satisfaisante à ce jour. Les modèles actuels sont essentiellement des modèles 1D qui ne prennent pas en compte de façon explicite la convection naturelle ni la présence d'une zone de transition diphasique au niveau de l'interface métal / céramique. Un modèle 2D, décrivant les transferts de quantité de mouvement, de chaleur et de masse, établi par prise de moyenne volumique des équations microscopiques de transport a été développé. Ce modèle est basé sur des hypothèses d'équilibre thermique local et de non-équilibre massique local et s'inspire d'un modèle de solidification de mélanges binaires (P. Bousquet-Mélou, 2000). Sur le plan théorique, l'approche est identique. Cependant, la dissolution introduit des contraintes physico-numériques supplémentaires qu'il a fallu prendre en compte. La prise en compte des deux aspects mentionnés (convection et zone diphasique) constitue une nouveauté significative par rapport aux modèles existants. Le modèle a été ensuite étendu au cas ternaire grâce à des développements nouveaux permettant de résoudre certaines difficultés supplémentaires (ajout d'une équation d'espèce, relations d'équilibre non bijectives, plusieurs coefficients de diffusion à déterminer, indétermination sur les flux à l'interface, densité du solide non constante...) afin d'étudier la dissolution UO2 / Zr. Une validation des modèles obtenus est faite à partir de résultats expérimentaux de dissolution de creusets en ZrO2 et UO2 par le zircaloy liquide et montrent la bonne qualité prédictive de notre modèle.
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Garnier, Nadine. "Modélisation des lits de débris pouvant apparaître lors d'un accident grave survenant sur un réacteur à eau pressurisée." Aix-Marseille 2, 1994. http://www.theses.fr/1994AIX22008.
Abstract:
Suite a l'accident de tree miles island survenu en 1979 sur un reacteur a eau pressurisee de nombreuses etudes ont ete lancees sur les phenomenes de degradation dus a une perte de refrigerant entrainant la fusion du cur. Beaucoup de travaux ont ete faits sur la phase dite d'assechement. Par contre tres peu d'etudes ont ete realisees sur la phase finale durant laquelle les temperatures de fusion des differents composants du cur (barre de controle, gaines en zircaloy, combustible,. . . ) ont ete atteintes conduisant a la formation d'un lit de debris. Le but de ce travail de recherche fut de developper un modele mecaniste decrivant l'evolution thermique, mecanique et chimique du lit de debris. Ce modele s'appuie sur les equations de conservation de la masse et de l'energie ainsi que sur l'equation de darcy. Les echanges thermiques par conduction entre le corium (materiaux fondus) et les debris solides ont ete pris en compte dans les equations de conservation ainsi que les echanges par conduction entre les debris et les structures (crayons, boitiers, plaques et grilles) et au sein du lit de debris entre les particules solides. L'oxydation des debris solides supposes de geometrie spherique a ete modelisee. Ce modele a ete introduit dans le code de degradation icare2 et valide sur la premiere experience mp-1 des essais melt progression realises aux laboratoires de sandia (usa)
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Martin, Franck. "La nucléation homogène : étude des intéractions vapeurs-aérosols dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire lors d'un accident grave." Aix-Marseille 1, 1997. http://www.theses.fr/1997AIX11007.
Abstract:
Cette these porte sur la modelisation de la formation de particules par condensation en masse ou nucleation homogene. L'application principale concerne le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en situation accidentelle. On a tout d'abord presente une revue des modelisations thermodynamiques existantes de la nucleation homogene dans la litterature ainsi que celle que nous avons amelioree. Le modele qui semble le mieux convenir, pour des calculs appliques, est le modele de girshick et chiu qui allie simplicite et precision. Puis on a decrit les modeles et les approches qui nous ont permis d'ecrire un logiciel de calcul de la nucleation homogene pour un ecoulement dans un tube. Un systeme d'equations a ete mis au point pour une approche par les moments de la distribution, qui permet de s'affranchir des calculs par classes de taille ou en supposant la distribution monodispersee. L'application de notre module de calcul aux experiences aerodevap nous permet de constater que le programme aerodevap n'est pas bien adapte a des calculs de nucleation homogene. Les essais aerodevap ne nous permettent donc pas de conclure sur la justesse de nos modelisations. C'est pourquoi nous avons developpe une approche microscopique ou simulation numerique de la nucleation homogene qui donne des resultats tres similaires a ceux obtenus par l'approche macroscopique de girshick et chiu. On peut donc considerer que l'on a apporte par cette approche un argument de validation des modeles macroscopiques. Enfin l'application d'un code de calcul comme sophaeros nous permet de verifier notre module de calcul et de mettre en evidence ses limites et ses aptitudes dans son etat actuel. En conclusion, il semble donc necessaire d'implanter un module de nucleation homogene dans les codes de calculs aerosols comme sophaeros. Le modele de girshick et chiu, avec une approche par classe de taille et en tenant compte de toutes les interactions entre les phenomenes, semble bien adapte
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Pieraccini, Michel. "Contribution à la vérification et à l'amélioration des modèles d'oxydation d'un coeur de réacteur à eau pressurisée lors d'un accident grave." Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11005.
Abstract:
Depuis l'accident de tmi-2 aux etats-unis en 1979, de nombreuses experiences ont ete realisees a travers le monde pour mieux comprendre les principaux processus de degradation d'un cur de reacteur a eau pressurisee. Parallelement, un travail de modelisation a debouche sur l'elaboration de codes de calcul (code icare2 a l'ipsn). L'oxydation du zircaloy des gaines de crayons combustibles s'avere etre le phenomene cle qui, par ses consequences (forte production de chaleur, degagement d'hydrogene, perte d'integrite du gainage), conditionne la suite du processus de degradation. C'est dans cette optique que cette these a ete proposee, ayant pour objectif principal, la comprehension, la validation et l'amelioration des modeles d'oxydation existants. Deux aspects ont ete successivement abordes: oxydation de gaines intactes et oxydation de gaines fragilisees. Dans le premier cas, un modele utilisant la correlation d'urbanic-heidrick a donc ete elabore pour ameliorer la convergence au pas de temps du code icare2 lors d'emballements violents de temperature. Les resultats montrent une bonne convergence au pas de temps quelle que soit la valeur de ce dernier et meme pour des taux d'echauffement superieurs a 35c/s. Dans le cas de l'oxydation de gaines fragilisees (par exemple a la suite d'une trempe), aucun modele satisfaisant ni de donnees specifiques du probleme ne sont actuellement disponibles. Durant ce travail, un modele semi empirique a malgre tout ete developpe et valide sur la base de l'essai phebus-csd-b9r2. Cette premiere approche montre que l'on obtient de bons accords calculs-experiences. Des experiences allemandes actuellement en preparation et specifiques de ce phenomene permettront de valider ce modele sur une gamme plus etendue de conditions et de fournir les donnees necessaires pour une modelisation plus mecaniste du phenomene d'oxydation de gaines fragilisees
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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.
Abstract:
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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Mouly, Aude. "Modélisation de la formation et de la détente rapide d'une bulle polyphasique pour l'évaluation des conséquences d'un accident grave de RNR_Na." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2022. http://www.theses.fr/2022LORR0362.
Abstract:
Une nouvelle génération de réacteurs est aujourd'hui développée pour répondre aux enjeux économiques, environnementaux et sociétaux du 21e siècle. Parmi les différents concepts retenus pour créer cette quatrième génération, les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) sont étudiés dans le cadre de cette thèse. Ce sont les seuls réacteurs de quatrième génération présentant déjà un retour d'expérience considérable en France. Afin de répondre aux objectifs de sûreté de cette nouvelle génération, la démarche d'étude de sûreté doit être adaptée dès les phases de préconception et de conception afin d'y intégrer les accidents graves et ainsi identifier puis définir les moyens de limitation de leurs conséquences. Ces travaux de thèse se positionnent dans la dynamique des travaux effectués au CEA contribuant au développement de cette démarche de sûreté par l'étude et la modélisation de la phase d'expansion d'un accident grave en RNR-Na. L'objectif de la thèse est de réaliser un outil de calcul traitant des phénomènes physiques pertinents lorsqu'un bain fondu de matériaux est surchauffé par une excursion de puissance dans le cœur entraînant la formation et la détente rapide d'une bulle de vapeur de sodium et de matériaux surchauffés. Suite à l'étude détaillée de l'état de l'art des différentes phénoménologies présentes au cours de la phase d'expansion, des analyses dimensionnelles des processus physiques impliqués sont effectuées afin d'identifier ceux qui sont prépondérants. Sur la base de ces analyses, une modélisation est ensuite développée puis intégrée dans un outil de calcul, dont l'objet est de déterminer et de hiérarchiser l'ensemble des contributions aux chargements mécaniques de la cuve d'un RNR-Na en fonction des configurations accidentelles simulées. Une étape de validation de l'outil est réalisée au travers de tests à effets séparés, de tests globaux à l'aide de résultats d'expériences et de résultats de calculs issus d'autres codes de calcul validés. Enfin, des études de conception paramétriques sont menées afin de quantifier la variabilité des résultats par rapport aux choix de modélisation et aux incertitudes des scénarios et des données physiquesA new generation of nuclear reactor is nowadays developed in order to take into account the economic, environmental and societal stakes of the 21th century. Among the different concepts taking part of the fourth generation, the sodium fast reactors (SFR) are studied in this PhD thesis. These reactors are the only ones of the fourth generation already having a considerable operating feedback in France.To achieve the safety objective of this new generation, the safety approach has to be adapted as soon as the reactor preconceptual and conceptual phases in order to integrate severe accidents, identify and define limitation ways as well as their consequences. This work, dedicated to the study and to the modelling of the expansion phase of a severe accident in SFR, is positioned in the CEA's work dynamic by contributing to the development of the safety approach. The goal of this PhD is to create a tool modelling the important physical phenomena induced by a power excursion in a molten material pool. This involves the formation of a vaporized sodium and molten material bubble and its subsequent expansion.After conducting detailed state of art of the different phenomena involved in the expansion phase, dimensional analysis of the physical processes is performed in order to identify the important ones. Based on this analysis, a model is developed and integrated into a tool, aiming at determining and prioritising the total phenomenon contributions to mechanical loadings on SFR vessel depending on the studied severe accident scenario. A validation step of the tool is then realised in two parts; Separate effect tests and global tests, using experimental results and calculation results obtained with other validated tools. Finally, preconceptual parametrical studies are performed to quantify the results variability due to modelling, scenarios and physical data uncertainties
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Lacour, Vincent. "Modélisation de la production d'hydrogène lors de la phase de renoyage des coeurs de réacteurs nucléaires en situation d'accidents graves." Paris, ENMP, 2001. http://www.theses.fr/2001ENMP1011.
Abstract:
L'accident du réacteur nucléaire de Three Mile Island marque l'accélération des recherches sur les accidents graves. Elles permirent l'élaboration d'un code d'étude de scénarii (Modular Accident Analysis Program, MAAP) utilisé actuellement par Electricité de France. On s'intéresse ici aux accidents graves qui aboutissent à un découvrement du cœur d'un Réacteur à Eau Pressurisée. Pour éviter que de tels accidents dégénèrent, il est prévu de renoyer le cœur en injectant une forte quantité d'eau. Différentes études comparatives ont montré que les codes actuels (dont MAAP) étaient incapables de prédire le pic de production d'hydrogène expérimentalement constaté au cours de la phase de renoyage. L'accumulation de ce gaz entraîne un risque d'explosion pris en compte par l'installation de recombineurs catalytiques dans l'enceinte des réacteurs or leur dimensionnement dépend directement de la cinétique de production d'hydrogène. Cette thèse fait le point sur l'état des connaissances bibliographiques, analyse les modèles actuels de MAAP, propose de nouvelles modélisations puis les valide sur le cas réacteur TMI et les expériences QUENCH du Forschungszentrum de Karlsruhe. Ces travaux ont conduit au changement de la loi d'oxydation du Zircaloy de MAAP à très haute température, à l'écriture d'un modèle de thermohydraulique diphasique simplifié ainsi qu'à l'élaboration d'un modèle automatique d'augmentation de la surface oxydable dut à la fissuration des gaines lors de la phase de renoyage. Ce dernier est basé sur des calculs effectués avec le code ZEBULON de l'Ecole des Mines de Paris et les constatations expérimentales du programme QUENCH. Ces modèles permettent une nette amélioration des simulations par rapport à la version standard de MAAP. Cette étude se limite aux parties du cœur où les crayons combustibles ne se sont pas écroulés.
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Zhang, Shaoliang. "Etudes cinétiques de l'oxydation radicalaire en phase gazeuse d'iodures organiques et de la formation de particules d'oxydes d'iode sous conditions simulées de l'enceinte d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4820/document.
Abstract:
Dans le cadre des recherches menées dans le domaine de la sûreté des réacteurs nucléaires, la problématique de la formation des oxydes d'iode dans l'enceinte de confinement par la destruction d'iodures organiques lors d'un accident grave a été étudiée avec les moyens du domaine de la chimie atmosphérique.La cinétique de destruction d'iodures organiques (tels que CH3I, CH2I2, CHI3, C2H5I, n-C3H7I et i-C3H7I) par les radicaux OH et O a d'abord été étudiée avec un système de Photolyse Flash – Résonance Fluorescente, dans des conditions représentatives de l'enceinte d'un accident de réacteur nucléaire accidenté. Des constantes cinétiques et leurs énergies d'activation ont été déterminées, dont certaines pour la première fois dans la littérature. Les mécanismes d'oxydation par OH et O des iodures organiques sont soit par abstraction d'un atome d'hydrogène, soit par la formation d'un complexe, menant à l'arrachement de l'atome d'iode. Ensuite, une analyse avec le code IODAIR a permis de réactualiser certaines cinétiques et de compléter ce code avec l'ajout de nouvelles réactions publiées récemment. Une comparaison de la cinétique globale de destruction de CH3I par OH et O dans le code IODAIR et de la constante cinétique globale inclue dans le code ASTEC/IODE a mis en évidence une différence d'un facteur environ 2, ce qui montre l'influence de ces deux radicaux (et principalement de O) sur la destruction des iodures organiques. L'autre voie de destruction majoritaire serait par rayonnement électronique. Les autres radicaux comme H ou N ne contribueraient que très peu à leur disparitionWithin the framework of the research in the nuclear reactor safety field, the iodine oxides formation by organic iodides destruction in the containment has been studied with the means of the atmospheric chemistry field. The destruction kinetics and their activation energy of organic iodides by OH and O radical has been quantified by a Flash Photolysis system able to monitor the oxidant radicals by resonance fluorescence. Those results have been published and some of them for the first time in the literature. The mechanisms leading to the organic iodides destruction are either by a hydrogen atom abstraction, either by the formation of a complex, depending on the organic iodide involved. Then, certain kinetics reactions have been updated in the IODAIR code. Other reactions have been added based on the recent literature available. A comparison of the kinetics destruction of CH3I by OH and O with IODAIR and the global kinetics of destruction in ASTEC/IODE showed a difference of about 2 which shows the importance of these two radicals (and mainly O) in those destruction processes. The other main path of destruction would be by electron radiation. Other radicals like H and N would not contribute significantly to organic iodides destruction. A sensitivity analysis highlighted that organic iodides would mostly be destroyed into iodine oxides with a almost complete conversion within a few hours. Finally, an atmospheric chamber has been used to quantify iodine oxides growth, density and composition. Under the conditions studied, their formation is fast. Particles sizes of about 200- 400 nm are formed within a few hours
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Monfort, Marguerite. "Influence du milieu aqueux récepteur sur le devenir de produits de fission dans l'environnement : cas d'aérosols susceptibles d'être émis lors d'un accident grave survenant sur un réacteur à eau pressurisée." Montpellier 2, 1989. http://www.theses.fr/1989MON20100.
Abstract:
Les consequences d'un accident grave survenant sur un reacteur nucleaire a eau pressurisee sont etudiees experimentalement. Quatre produits de fission (cs, ru, ce, sr) et trois materiaux de structure (ag, fe, in) ont ete choisis comme radioelements tests. Des essais de retention du cesium par les sols ont montre la forte variabilite des resultats, selon les protocoles utilises. L'utilisation d'un protocole standard est suggeree. Il se produit de l'echange d'ions et de l'adsorption. Les essais de dissolution dans differents milieux, des poudres des 7 elements ont montre qu'une dissolution tres partielle se produisait pour ag, in et ce et que la presence de particules fines <0,45 m) contribue au passage d'activite en solution. La dissolution de cs n'est jamais totale apres calcination du melange a 1050#oc. Seule la presence de particules fines de ru permet le passage de cet element en solution. La retention des elements par les sols est maximale pour les cations dans les sols riches en matiere organique et en argile. La fabrication d'aerosols plurielementaires, de composition voisine des donnees theoriques en matiere de terme source a debute. L'installation utilisee permet l'emission de 13 elements sur les 16 introduits. Des suggestions sont faites pour ameliorer le comportement du ru, ce et zr
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Singh, Shifali. "Radioscopie X pour les interactions corium-sodium lors d'un scénario d'accident grave." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS114.
Abstract:
Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), une défaillance dans le système de refroidissement du coeur ou de protection du réacteur peut conduire à un accident grave. Dans un tel scenario, les matériaux du coeur (combustible et acier) fondent pour former un mélange appelé corium susceptible d'interagir avec le réfrigérant (sodium). Une telle interaction (Fuel Coolant Interaction, FCI) peut générer des évènements énergétiques aptes à mettre en danger les structures du réacteur. La violence de l'explosion dépend essentiellement de l'état du mélange corium-sodium. Connaître les caractéristiques des trois phases en présence dans la zone d'interaction (corium, sodium liquide, vapeur de sodium) est donc crucial. Le manque de connaissances de la phénoménologie de l'interaction conduit à l'étudier au moyen de dispositifs expérimentaux. PLINIUS-2, la future plateforme expérimentale du CEA Cadarache consacrée aux grandes masses, sera dédiée à l'étude de la phénoménologie de l'interaction corium-réfrigérant (eau et sodium). L'objectif du présent travail est de développer, pour cette installation, un système d'imagerie basée sur des radiographies X afin de visualiser et de mieux comprendre l'interaction corium-sodium. Un algorithme de post-traitement de ces images a aussi été écrit afin de les analyser, d'en déduire la répartition des trois phases dans le système et de contribuer ainsi à l'amélioration de la modélisation numérique. Ce travail de thèse a été conduit en trois étapes. La première était consacrée à une étude bibliographique des expériences passées d'interaction corium-sodium et des mécanismes de fragmentation mis en jeu. Cette étude, complétée d'une analyse statistique des distributions de particules obtenue alors, a montré que les particules générées lors de ces expériences sont extrêmement fines avec des diamètres caractéristiques inférieurs au mm. Ces très petites tailles de particules combinées aux limites de détection de notre système d'imagerie nous ont amenés à travailler plutôt sur la détection de nuages de particules que de particules individuelles. Dans une deuxième étape, la simulation du nuage de particules de corium suivie de la conception de fantômes (maquettes 3D) représentant les trois phases du milieu ont été réalisées. Les simulations de nuages de fragments dans le sodium liquide et la vapeur ont été réalisées avec le logiciel CEA MODHERATO. Sur la base des résultats de ces calculs, certains fantômes ont été fabriqués afin de générer des images "réelles" à l'aide d'une chaîne d'imagerie existant au CEA. Ces fantômes représentatifs de la zone d'interaction corium-sodium ont été fabriqués pour faciliter le développement et la calibration du logiciel de traitement d'images. La troisième étape de cette thèse était dédiée à la conduite des expériences avec les fantômes 3D et au développement du logiciel de traitement des images ainsi obtenues. Les radiographies X des fantômes ont été générées à l'aide du système d'imagerie de l'installation KROTOS du CEA Cadarache. Les images ont ensuite été traitées avec le logiciel appelé PICSEL que nous avons développé afin de localiser les trois phases en présence dans la zone d'interaction. PICSEL a ensuite été appliqué à une expérience d'interaction corium-eau réalisée dans l'installation KROTOS dans le cadre du projet ALISA de collaboration Europe-Chine; ceci a permis une première validation du logiciel. Ainsi, lors de cette thèse, un système de radioscopie X a été défini pour visualiser l'interaction corium-sodium dans les expériences de la future installation PLINIUS-2 du CEA Cadarache. Une analyse qualitative des images produites par ce système (expériences menées avec des fantômes) est aussi réalisée avec le logiciel PICSEL développé lors de cette thèse afin de mieux caractériser le mélange, de mieux comprendre les mécanismes de l'interaction et de contribuer ainsi à l'amélioration de la sûreté des réacteurs à neutrons rapidesIn Sodium-cooled Fast Reactors (SFR), hypothetical failure of the core cooling system or the plant protection system may lead to a severe accident scenario. In such a scenario, core materials (fuel and cladding) melt down generating a hot molten mixture called corium. This corium may interact with the coolant (liquid sodium) leading to Fuel Coolant Interaction (FCI) which can generate energetic events and hence jeopardize the reactor structures. The yield of these energetic events strongly depends on the state of the corium-sodium mixture prior to the energetic event. Therefore, the knowledge of the features of the mixture composed of three-phases (i.e., corium, liquid sodium, and sodium vapor) is crucial. The lack of knowledge on the phenomenology of the interaction emphasizes the need to study it with the help of experiments. PLINIUS-2, the future large-mass experimental platform of CEA Cadarache, will be dedicated to experiments aiming at understanding the interaction phenomenology of prototypic corium with coolant (sodium and water). The present research aims to develop a high-energy X-Ray imaging system for this facility, to visualize and better understand the corium-sodium interaction. An image-processing algorithm to analyze the three-phase repartition is also developed to contribute to the improvement of numerical modeling. This Ph.D. research has been executed in three steps. In the first step, a bibliographic study of the past experiments was carried out to better understand the physics of the interaction and the mechanism of fragmentation during corium-sodium interaction. This bibliographic study, along with a statistical analysis of the particle size distribution data of various experiments conducted in the past, revealed that the particles formed in these tests are extremely fine fragments with characteristic diameters smaller than 1 mm. Due to the small particle size and the detection limitations of corium fragments in sodium with our X-Ray system, clouds of particles were detected instead of individual particles. In the second phase, the simulation of clouds of corium particles followed by the designing of phantoms (3D mock-ups) representing the 3-phase medium was carried out. Simulations of clouds of corium fragments in liquid sodium and vapor were performed using the CEA Cadarache in-house tool MODHERATO. Based on the results obtained from the simulations, certain phantoms were designed to conduct some physical experiments. These phantoms representative of the FCI interaction zone were manufactured to experimentally evaluate the performance of the radioscopy system and to facilitate the development and calibration of the image processing software. The third step of this work was dedicated to performing experiments with the phantoms and analyzing the radiographic images by developing an image processing algorithm. Experiments were carried out with phantoms in several configurations with the X-Ray radiography system at the CEA Cadarache KROTOS facility. The radioscopic images obtained were treated by developing a new comprehensive image processing and analysis code called PICSEL to identify the three phases composing the medium. Further verification and validation of the PICSEL software were carried out on a test conducted between corium and water at the KROTOS facility under the Euro-Chinese project “ALISA”. Thus, in this Ph.D. research, an X-Ray imaging system was qualified to visualize the corium-sodium interaction in the future PLINIUS-2-FR facility. A qualitative analysis of the images produced by this system was also performed using the PICSEL software to better characterize the evolution of the three-phase mixture and understand the FCI phenomenon, knowledge of which is deemed essential to improve the safety and designs of future sodium-cooled fast reactors
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Tyrpekl, Vaclav. "Effet matériaux lors de l'interaction corium-eau : analyse structurale des débris d'une explosition vapeur et mécanismes de solidification." Phd thesis, Université de Strasbourg, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00758983.
Abstract:
Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l'Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d'une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l'étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l'Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d'intervenir lors d'un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l'étude dans les programme de R&D. Au cours d'un accident de fusion d'un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l'accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l'eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée "explosion de vapeur" qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l'apparition et le rendement d'une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet "effet matériau" a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l'ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d'un accident grave d'un réacteur nucléaire. Quelques exemples d'accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d'ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s'isolent d'un film de vapeur. ii) Déclenchement - le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l'ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l'eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...]
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Obada, Dorel. "Evaluation de rejets moyen-terme en situation accidentelle grave d’un réacteur à eau pressurisée : étude expérimentale de la re-vaporisation de dépôts de produits de fission (Cs, I)." Thesis, Lille 1, 2017. http://www.theses.fr/2017LIL10148/document.
Abstract:
En cas d’accident grave sur un Réacteur à Eau Pressurisée, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et de la volatilité de cet élément. Ainsi, une connaissance de tous les phénomènes physico-chimiques se produisant est nécessaire. Ce travail s’est focalisé sur la re-vaporisation, jusqu’à 750°C, de dépôts des PFs contenant de l’iode, particulièrement le CsI et l’AgI, depuis la surface du circuit primaire composée d’acier 304L, 316L et Inconel 600 partiellement oxydés. Les résultats ont montré une influence significative de la composition de l’atmosphère sur les quantités et les formes chimiques de césium et d’iode re-vaporisés. Ainsi, sous vapeur d’eau l’iode et le césium se re-vaporisent intégralement depuis la surface métallique, sous forme de CsI. En présence d’air, l’iode est relâché intégralement, sous forme d’I2(g) majoritairement, tandis que le césium est partiellement retenu à la surface sous forme de chromate de césium, résultant de l’interaction entre le césium et l’oxyde de chrome (III) de la couche d’oxyde. L’utilisation de la technique de spectroscopie optique en ligne IBB-CEAS a permis d’établir la cinétique de relâchement d’I2(g), celle-ci présentant deux pics de relâchement, indiquant l’existence de plusieurs mécanismes conduisant à la formation de cette espèce. Un résultat similaire a été observé pour la re-vaporisation d’AgI en présence d’air. Finalement, des calculs à l’équilibre thermodynamique ont été entrepris afin d’identifier les voies réactionnelles principales pouvant conduire à la formation d’I2(g) lors de la re-vaporisation de CsI en présence d’airIn case of a severe nuclear accident on a Pressurized Water Reactor, radioactive fission products can be released in the environment and represent a hazard for the human. In order to better predict the progress of the accident and the release of fission products with the use of dedicated simulation tools, the knowledge of all physicochemical phenomena is necessary. This research is focused on the re-vaporisation, up to 750°C, of iodine-containing fission products’ deposits, particularly CsI and AgI, from the surface of the primary circuit, composed of partially oxidized 304L, 316L steels and Inconel 600 alloy. The results have revealed a strong influence of the re-vaporisation atmosphere composition on the quantities and the chemical species nature of re-vaporized caesium and iodine. In steam atmosphere, iodine and caesium are released integrally from the surface, mainly as CsI. In presence of air, iodine is released integrally, mainly as I2(g), whereas caesium is partially retained on the surface of the steel as caesium chromate, resulting from the interaction between caesium and chromium (III) oxide present in the oxide layer. The use of an online optical spectroscopic technique such as IBB-CEAS allowed to follow the I2(g) re-vaporisation kinetics. The latter exhibits two release peaks, suggesting several mechanisms leading to I2(g) formation. A similar result has been observed during the re-vaporisation of AgI in presence of air. Finally, thermodynamic equilibrium computations have been performed in order to identify the main reaction pathways leading to the formation of gaseous molecular iodine in presence of air
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Guyot, Maxime. "Neutronics and thermal-hydraulics coupling : some contributions toward an improved methodology to simulate the initiating phase of a severe accident in a sodium fast reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2014. http://www.theses.fr/2014AIXM4345.
Abstract:
Le sujet de la thèse s'inscrit dans le cadre de la rénovation des outils et des méthodes de calculs appliqués aux accidents graves des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na). En particulier, on s'intéresse aux biais et conservatismes liés à la méthodologie de calculs de la phase primaire d'un accident grave. Pour évaluer les conséquences d'un accident de fusion du coeur d'un RNR-Na, une approche déterministe est généralement réalisée en considérant des hypothèses dites "best-estimate". Cette approche repose sur l'utilisation de codes informatiques pour simuler numériquement le comportement du coeur en conditions accidentelles.La phase primaire de dégradation concerne les évènements se produisant tant que les boîtiers inter-assemblages sont intègres. Les assemblages combustibles conservent alors une indépendance les uns par rapport aux autres. Pour cette raison, la simulation de la phase primaire repose sur une approche multi-canaux. Cette approche consiste à regrouper les assemblages semblables en classes d'assemblages appelés canaux. Le modèle thermo-hydraulique en canaux est couplé à un calcul neutronique pour évaluer le niveau de puissance et de réactivité au cours du transitoire accidentel. La méthodologie de calcul de la phase primaire d'un accident grave repose sur des hypothèses fortes en termes de modélisation neutronique et thermo-hydraulique. Après avoir identifié les principales sources d'erreur, la thèse a consisté à développer un nouvel outil de calcul pour la phase primaire en vue d'évaluer les biais et conservatismes méthodologiquesThis project is dedicated to the analysis and the quantification of bias corresponding to the computational methodology for simulating the initiating phase of severe accidents on Sodium Fast Reactors. A deterministic approach is carried out to assess the consequences of a severe accident by adopting best estimate design evaluations. An objective of this deterministic approach is to provide guidance to mitigate severe accident developments and recriticalities through the implementation of adequate design measures. These studies are generally based on modern simulation techniques to test and verify a given design. The new approach developed in this project aims to improve the safety assessment of Sodium Fast Reactors by decreasing the bias related to the deterministic analysis of severe accident scenarios.During the initiating phase, the subassembly wrapper tubes keep their mechanical integrity. Material disruption and dispersal is primarily one-dimensional. For this reason, evaluation methodology for the initiating phase relies on a multiple-channel approach. Typically a channel represents an average pin in a subassembly or a group of similar subassemblies. Inthe multiple-channel approach, the core thermal-hydraulics model is composed of 1 or 2 D channels. The thermal-hydraulics model is coupled to a neutronics module to provide an estimate of the reactor power level.In this project, a new computational model has been developed to extend the initiating phase modeling. This new model is based on a multi-physics coupling. This model has been applied to obtain information unavailable up to now in regards to neutronics and thermal-hydraulics models and their coupling
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Kauric, Guilhem. "Contribution to the investigation of the chemical interaction between sodium and irradiated MOX fuel for the safety of Sodium-cooled Fast Reactors." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASF027.
Abstract:
Dans le cas d’un accident grave dans un réacteur refroidi au sodium, des interactions entre le combustible irradié et le sodium pourraient se produire à très haute température. Pour pouvoir prédire la dégradation des aiguilles combustibles et les phases produites en tenant compte de tous les systèmes présents dans le combustible irradié, une étude des systèmes Na-PF-Pu-U-O avec PF= Ba, Cs, I, Mo, Te est primordiale. Pour un système avec de nombreux éléments à étudier sur une large échelle de température et de composition, la méthode Calphad est particulièrement adaptée. Celle-ci permet de prédire les phases formées en fonction de la température, pression et composition du système. Les composés dans le système Na-O-Pu-U ont été synthétisé par synthèse solide avec quatre ratios Pu/(U+Pu) différents dans les nanoparticules de MOX utilisés comme précurseurs. Les structures obtenues ont été caractérisés par DRX, ²³Na-RMN et HR-XANES. Le degré d’oxydation des échantillons a systématiquement été déterminé pour le plutonium et l’uranium et des mécanismes de compensations de charge avec insertion de sodium ou de lacunes d’oxygène ont été suggéré lorsque le degré d’oxydation du plutonium mesuré était différent du théorique. Les structures des composés quaternaires dans les systèmes Ba-Mo-Na-O et Cs-Mo-Na-O ont ensuite ont été étudiés par DRX, diffraction neutronique, DRX-HT, spectroscopie Raman-HT, XAS. L’enthalpie standard de formation et l’enthalpie de décomposition ont aussi été déterminées. Finalement, la section Cs₂MoO₄-Na₂MoO₄ a été ré-étudiée par DSC et un model Calphad pour ce système a été developpéIn case of a severe accident in Sodium-cooled Fast Reactors, interactions between partly molten fuel and sodium could happen at high temperature. Therefore, to predict the degradation evolution of fuel pins and phase formation in the different systems existing in the irradiated fuel, a thorough study of the Na-FP-Pu-U-O with FP= Ba, Cs, I, Mo, Te has to be performed. For such multicomponent system and large temperature and composition range, the Calphad method is a suitable way for developing a thermodynamic database to predict the phase formation depending on the temperature, pressure and composition of the system. Compositions with four Pu/(U+Pu) ratio in the Na-O-Pu-U system were synthesised by solid state synthesis method using nanoparticules of MOX fuel and characterised by XRD, ²³Na-NMR and HR-XANES techniques. The oxidation state of plutonium and uranium in the different structures was systematiquely investigated. When the measured oxidation state of actinides was different from the theoretical one, charge compensation mechanisms were suggested either by adding sodium in the structure or oxygen vacancies. Then, the structure of quaternary compounds in the Ba-Mo-Na-O and Cs-Mo-Na-O systems were also investigated by several structural techniques (XRD, neutron diffraction, HT-XRD, HT-Raman spectroscopy, XAS). Thermodynamic properties such as standard enthalpy of formation or enthalpy of decomposition were also determined. Finally, the Cs₂MoO₄-Na₂MoO₄ pseudo-binary section was re-investigated experimentally by DSC and a Calphad model for this system was developed
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Viot, Louis. "Couplage et synchronisation de modèles dans un code scénario d’accidents graves dans les réacteurs nucléaires." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018SACLN033/document.
Abstract:
La thèse s'inscrit dans le contexte des accidents graves dans les réacteurs nucléaires qui sont étudiés au laboratoire de physique et modélisation des accidents graves (LPMA) du CEA de Cadarache. Un accident grave survient lors de la perte du caloporteur au niveau du circuit primaire ce qui provoque une dégradation du combustible et la création d'un bain de corium. Celui-ci va ensuite se propager en cuve et fortement endommager les structures du réacteur. Pour la sûreté nucléaire, il est donc nécessaire de pouvoir prévoir la propagation de ce corium, d'où la création en 2013 de la plateforme PROCOR (Java) permettant aux travers d'applications industrielles de simuler cette propagation. Ces applications sont un ensemble de modèles physiques, couplés sur une macro boucle en temps, ayant chacun un ensemble d'équations algébriques et différentielles qui sont résolues en interne des modèles. Les modèles de la plateforme sont généralement des modèles OD dont la discrétisation spatiale est remplacée par des corrélations généralement issues de l'expérience. Chaque modèle a aussi un ensemble d'états et de règles de transition, et un changement d'état peut alors survenir à l'intérieur de la macro boucle en temps. Au début de la thèse, le couplage était simplement un chaînage des modèles sur la macro boucle en temps : chaque modèle est résolu l'un après l'autre, l'ordre étant défini par le créateur de l'application, et les modèles sont synchronisés à la fin de cette boucle. Les résultats des applications industrielles de la plateforme en modifiant simplement le pas de temps de la macro boucle en temps montrent une forte dépendance du schéma avec ce pas de temps. On a par exemple 10 % d'écart sur les flux imposés sur la cuve du réacteur en passant d'un pas de temps de 100 s à 50 s, ce qui a un fort impact sur les résultats de sûreté nucléaireThis thesis focuses on solving coupled problems of models of interest for the simulation of severe accidents in nuclear reactors~: these coarse-grained models allow for fast calculations for statistical analysis used for risk assessment and solutions of large problems when considering the whole severe accident scenario. However, this modeling approach has several numerical flaws. Besides, in this industrial context, computational efficiency is of great importance leading to various numerical constraints. The objective of this research is to analyze the applicability of explicit coupling strategies to solve such coupled problems and to design implicit coupling schemes allowing stable and accurate computations. The proposed schemes are theoretically analyzed and tested within CEA's procor{} platform on a problem of heat conduction solved with coupled lumped parameter models and coupled 1D models. Numerical results are discussed and allow us to emphasize the benefits of using the designed coupling schemes instead of the usual explicit coupling schemes
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Aujollet, Yvan. "Etude des interactions chimiques iode-peinture dans un réacteur nucléaire (réacteur à eau pressurisée) en situation d'accident grave." Aix-Marseille 3, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX30085.
Abstract:
Dans le scenario d'un accident grave d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee, 10 a 12 kg d'iode actif s'echapperait du cur entrainant des risques importants pour les populations. Dans les experiences de type phebus, il a ete retrouve de faibles proportions d'iodures organiques provenant de l'interaction de l'iode avec les surfaces peintes du reacteur. Le but de cette etude etait de comprendre les interactions entre l'iode et le polymere organique de la peinture pour entrevoir les mecanismes de relargage de ces iodures organiques. Notre etude a eu pour objet d'identifier tous les composants organiques de la peinture, de determiner la structure de base d'un maillon de polymere, de synthetiser divers fragments pouvant simuler le polymere et enfin de tester ces modeles dans differentes conditions (variations de la temperature et de la nature du rayonnement). Ainsi, d'apres ces modeles, la retention d'iode se ferait a partir de reactions avec les amines secondaires ou tertiaires, formant des complexes de type transfert de charge. Dans certains cas, si l'amine complexee est tertiaire, des reactions d'oxydation ont ete observees. De plus, le polymere de type epoxy possedant un enchainement bisphenol presente une grande fragilite a 130\c et en presence de rayonnement gamma. Malgre les differentes reactions de degradation du polymere, cette etude a montre la difficulte d'interpreter des reactions organiques presentant de tres faibles rendements, en particulier les reactions de production d'iodures d'alkyle.
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Ryckwaert, Yves. "Strangulation aigue͏̈ grave accidentelle de l'enfant." Montpellier 1, 1990. http://www.theses.fr/1990MON11279.
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Lainault, Franck. "Modélisation de la libération d'énergie liée aux accidents graves dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides." Poitiers, 1997. http://www.theses.fr/1997POIT2308.
Abstract:
La phase d'expansion d'un accident de fusion de coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides (rnr) est caracterisee par l'expansion d'une bulle diphasique dans la partie superieure du reacteur contenant du sodium liquide. Durant cette expansion, ce sodium peut penetrer a l'interieur de la bulle par instabilite de rayleigh-taylor, phenomene d'entrainement suppose preponderant, et l'objectif de ce travail est de developper et de valider un logiciel modelisant cet entrainement de sodium afin de determiner son influence sur la valeur de l'energie mecanique liberee au cours de la phase d'expansion. Pour cela, on utilise comme point de depart le logiciel pbdown. Dans la litterature, on dispose de plusieurs modeles et on s'interesse en particulier a ceux de corradini et de tan. En introduisant ces modeles dans le logiciel pbdown, la simulation des experiences sgi (schnelle gas injektion) durant lesquelles on a observe ce phenomene d'entrainement n'a pas donne de resultats satisfaisants. On obtient soit une surestimation soit une sous-estimation du volume de liquide entraine dans la bulle en expansion. On a donc developpe deux nouveaux modeles d'entrainement correspondant aux deux etapes de la phase d'expansion : etape avec une expansion plane et etape avec une expansion hemispherique de la bulle. En utilisant le logiciel pbdown avec ces nouveaux modeles d'entrainement, on obtient un bon recalage avec les resultats experimentaux des sgi. Le sodium etant entraine a une temperature tres inferieure par rapport a celle de la bulle de vapeur, on tient compte de transferts thermiques, uniquement radiatifs, entre le sodium et la bulle en expansion. Les applications numeriques effectuees avec les nouveaux modeles d'entrainement sur une geometrie reacteur de type super-phenix montrent que le sodium liquide entraine joue un role de piege thermique ce qui permet d'obtenir une energie mecanique liberee dans le bloc reacteur inferieure a l'energie de detente isentropique.
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Frolov, Kirill. "Diffusion chimique à l'état liquide dans des bains silicatés : application aux accidents graves de réacteurs nucléaires." Université Joseph Fourier (Grenoble), 2004. http://www.theses.fr/2004GRE10062.
Abstract:
Ce travail de recherche porte sur la problématique de la dernière phase d'accident grave de réacteurs nucléaires. On a montré dans ce travail que le régime de solidification en front-plan des mélanges multicomposants d'oxydes peut être paramétré par une série de critères de stabilité de l'interface solide-liquide dont les paramètres clés sont les coefficients d'autodiffusion des constituants ioniques. Dans la limite d'applicabilité des modèles actuels de diffusion chimique, il est alors indispensable de pouvoir déterminer ces coefficients soit à partir des modèles théoriques d'autodiffusion, soit à partir des expériences. Pour ce qui est de la détermination expérimentale des coefficients d'autodiffusion, on a proposé une modification avancée de la technique de la voltametrie impulsionnelle différentielle d'une précision améliorée dont la validation a été faite sur des mélanges des simulants des bétons fondus à 1200 - 1700°C. D'autre part, on a montré que les modèles théoriques actuels d'autodiffusion (de STOKES-EINSTEIN, d'EYRING parmi d'autres) ne sont pas directement transposables au cas du corium. On a ainsi proposé un nouveau type de corrélation reliant les coefficients d'autodiffusion et de viscosité. Ce type de corrélation a été validé sur la base des données expérimentales publiées dans la littérature pour les mélanges d'oxydes silicatés fondus. Finalement, l'application des modèles semi-empiriques d'autodiffusion de MUNGALL au cas de la retention du corium à long terme et l'analyse d'essais de solidification lente de corium ont permis de conclure sur la concentration maximale en silice permettant des régimes de solidification des baians de corium en front-planIn this work, one of the aspects of the late phase of a hypothetic water reactor severe accident long-term of an artificial magma called corium within the nuclear power plant (NPP) containement has been investigated. It is shown in this study that plane-front solidification of multicomponent oxide mixtures can be described in terms of the series of interfacial stability criterai wich incorporate the ionic constituents self-diffusion coefficients as key parameteres. For the current chemical diffusion models, their application to such criteria would require either experimental or theoretical knowledge of these coefficients. An advanced modification of the square wave voltametric technique alowwing a higher precision determination of self-diffusion coefficients is thus proposed and validated on the molten concrete simulants at 1200-1700°C. On the other hand, it is shown that the current self-diffusion models of STOKES-EINSTEIN and EYRING among others are poorly applicable to corium type mixtures. We have come up thus in this work with a novel type of correlation employing the self-diffusion and viscosity coefficients which we have lalidated using some published data on these coefficients for silicate oxide mixture. Finally, we present conclusions on the limit of silica concentration in corium melts that would allow plane-front solidification obtained with the use of data on corium slow solidification together with the semi-empirical self-diffusion models of MUNGALL
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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.
Abstract:
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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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.
Abstract:
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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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.
Abstract:
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-NaFuture 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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Gouello, Mélany. "Chimie de l'iode et composition des aérosols dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave." Phd thesis, Université de Grenoble, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00832204.
Abstract:
En cas d'accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l'évaluation de la quantité d'iode susceptible d'être rejetée dans l'environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. Le rejet d'iode du cœur du réacteur endommagé et son transport dans les différentes parties du réacteur jusqu'à l'enceinte de confinement, ont été largement étudiés, en particulier dans les expériences Phébus-FB. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l'iode observé lors d'essais à grande échelle. Une hypothèse est que l'iode gazeux proviendrait du circuit primaire à cause de processus qui limiteraient la formation d'iodure de césium. La formation d'iodure de césium pourrait être limitée à cause de limitations cinétiques ou à la présence d'éléments qui piégeraient le césium (molybdène, bore). Des expériences de laboratoire dans un montage spécialement conçu reproduisent la chimie de mélanges CsI/MoO3 et CsI/H3BO3 sous vapeur d'eau entre 1600°C (température et 150°C. Les aérosols et les gaz présents à 150°C sont piégés séparément. Les analyses des phases condensées et aérosols par MEBE-EDX, microspectrométrie Raman, ICP-MS et XPS ont permis d'identifier des particules d'aérosols submicroniques collectés à 150°C. Les analyses des gaz piégés en solution par ICP-MS et spectroscopie UV-visible traduisent l'existence d'iode gazeux pour les deux systèmes étudiés {Cs, I, Mo, O, H} et {Cs, I, B, O, H}. La modélisation de la chimie et du transport des espèces gazeuses et particulaires pour les deux systèmes dans la ligne expérimentale a été réalisée à l'aide du code de calcul SOPHAEROS développé à l'IRSN. Les résultats expérimentaux ont ainsi pu être comparés aux résultats des simulations.
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Chesnel, Alain. "Étude paramétrique d'un accident de réactivité dans un réacteur à eau pressurisée : éjection d'une grappe de contrôle." Paris 11, 1985. http://www.theses.fr/1985PA112391.
Abstract:
Le travail effectué dans cette thèse est relatif à l’étude d’un accident de référence : l’éjection d’une grappe de contrôle d’un réacteur de puissance ; le but est de relier le facteur de point chaud à la réactivité libérée pour des valeurs maximales admissibles définies dans les études de sûreté. Dans un premier temps, une étude explicite de l'accident a permis de dégager les principaux paramètres physiques. Ensuite une étude d’incertitudes et de sensibilités sur différents paramètres a mis en évidence les problèmes liés aux phénomènes de transferts de chaleur entre le combustible et le réfrigérant, et liés à la réaction exothermique Zircaloy-eau. Enfin des calculs statiques tridimensionnels de diffusion à contre-réactions permettent de corréler le coefficient Doppler au facteur de point chaud. Une modélisation numérique en cinétique ponctuelle a permis d’obtenir les valeurs enveloppes pour différentes valeurs de fraction de neutrons retardés en début et fin de cycle.
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Clamens, Olivier. "Analyse et propagation des incertitudes associées à la dépressurisation de l’Hélium 3 sur les transitoires de puissance du réacteur CABRI." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAI061/document.
Abstract:
CABRI est un réacteur piscine conçu pour tester du combustible irradié dans des conditions accidentelles de type RIA, c'est à dire d'insertion intempestive de réactivité.Un circuit dédié de dépressurisation d'hélium 3, contenu dans les barres transitoires, permet d'injecter jusqu'à 4 $ de réactivité contrée majoritairement par l'effet Doppler quand la puissance atteint en quelques millisecondes jusqu'à 200000 fois la puissance initiale de 100 kW.La thèse présente les améliorations apportées à la prédiction des transitoires et les études d'incertitudes qui en découlent.Le calcul par cinétique ponctuelle couplée à la thermohydraulique 1D et échanges de chaleur des transitoires de puissance CABRI a été renforcé par l'ajout de métamodèles basés sur des analyses expérimentales et des calculs Best-Estimate de la dépressurisation d'hélium 3, des effets en réactivité et des paramètres cinétiques.L'amélioration de la modélisation des transitoires de puissance a eu un impact positif sur la prédiction des essais CABRI.Le code SPARTE, associé à la plate-forme URANIE, ont permis de propager les incertitudes expérimentales et de modélisation.Finalement, l'optimisation des transitoires pour améliorer la conception d'expériences dans CABRI est abordéeCABRI is a pool type pulsed reactor designed for studying pre-irradiated nuclear fuel behavior under RIA (Reactivity Initiated Accident) conditions.The helium-3 depressurization from the transient rods system allows the insertion of up to 4 $ reactivity mainly countered by the Doppler effect when the power reaches in few milliseconds up to 200,000 times the initial 100~kW power.This thesis presents the improvements added to the power transients prediction and the associated uncertainties studies.The point kinetics calculation coupled with 1D thermal-hydraulics and heat transfer has been improved by the addition of surrogate models based on experimental analysis and Best-Estimate calculations of the helium-3 depressurization and of the reactivity effects and of the kinetics parameters.The power transients modeling improvements have a positiv impact on the CABRI tests prediction.The propagation of the experimental and of the modeling uncertainties was realized with the SPARTE code and the URANIE uncertainty platform.Finally, the power transients characteristics optimization is approached in order to improve the CABRI experiments designing
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Belloni, Julien Goyeau Benoît. "Modélisation des phénomènes de dissolution lors des phases précoces et avancées d'un accident grave de réacteur nucléaire." S. l. : Ecole centrale de Paris, 2009. http://theses.abes.fr/2009ECAP0008.
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Beuzet, Emilie. "Modélisation des conséquences d'une entrée d'air en cuve sur le calcul du terme source en accident grave." Paris 11, 2010. http://www.theses.fr/2010PA112240.
Abstract:
Ce travail de thèse s'inscrit dans la thématique des accidents graves de centrales nucléaires avec entrée d'air en cuve. L'air, par son fort pouvoir oxydant, favorise notamment le relâchement du ruthénium sous forme d'oxydes hautement volatils et radio-toxiques. La disponibilité de l'oxydant pour le ruthénium dépend de l'état d'oxydation des gaines en zircaloy et du combustible. L'objectif de cette thèse a consisté en une mise à l'état de l'art de la modélisation de l'oxydation de ces constituants d'un assemblage, dans le code de scénarios accidentels MAAP. L'oxydation sous air des gaines conduit à la croissance d'une couche de zircone dense et, après fissuration, d'une couche poreuse. Les essais QUENCH-10 (KIT) et PARAMETER-SF4 (LUCH) ont été simulés : la loi de gain en masse de la couche de zircone dite 'NUREG' a été recommandée. Cette loi constitue le meilleur compromis, dans l'attente du développement de corrélations balayant l'ensemble du phénomène. Le relâchement du ruthénium suppose une volatilisation sous forme d'oxydes, notamment contrôlé par l'oxydation du combustible, dont la modélisation est basée sur une hypothèse de réaction en surface. Les simulations d'une sélection d'essais VERCORS (CEA) reproduisent de manière satisfaisante le comportement du ruthénium, en particulier pour les essais en air et en vapeur. Enfin, la définition d'un scénario réacteur avec entrée d'air en cuve a permis de déterminer un ordre de grandeur du temps nécessaire au relâchement complet du ruthénium encore présent en cœur, confronté aux résultats disponibles dans la littérature. Cette simulation dans MAAP a confirmé l'importance du relâchement de ruthénium sous airThis work deals with severe accidents in nuclear power plants with an air ingress in the vesse!. Air, which is very oxidizing, enhances noticeably ruthenium release, due to a high fuel oxidation. Oxygen affinity is decreasing between zircaloy cladding, fuel and ruthenium which is released from fuel as volatile and radiotoxic oxides. The main objective was to develop models for cladding and fuel oxidation and ruthenium release and implement them in the severe accident code MAAP. For each phenomenon, the literature study contributes to establish numerical models, validated against specific experiments. Cladding oxidation by air leads to a dense zirconia layer and, after cracking, a porous zirconia. Its modelling was validated against QUENCH-10 (KIT) and PARAMETER-SF4 (LUCH) experiments and 'NUREG' oxide mass gain law was selected as the best current compromise. Ruthenium release is modelled as an instantaneous oxide volatilisation at the fuel surface, controlled by fuel oxidation, which is itself based on a surface reaction assumption. These models were validated against a selected set of VERCORS (CEA) experiments. Ruthenium release is well-reproduced, particularly for air and steam atmospheres. To finish, an accidental scenario with air ingress in the vessel was simulated : a first value was given for the time needed to completely release ruthenium still present in core and was compared to the other studies. This simulation underlines the high ruthenium release under air conditions
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Mun, Christian. "Etude du comportement du produit de fission ruthénium dans l'enceinte de confinement d'un réacteur nucléaire, en cas d'accident grave." Paris 11, 2007. http://www.theses.fr/2007PA112032.
Abstract:
Cette thèse s’inscrit dans la catégorie des accidents graves avec entrée d’air dans la cuve du réacteur nucléaire. Un tel scénario accidentel pourrait conduire à un relâchement significatif de ruthénium dans l’enceinte de confinement. Etant donné le caractère volatil et radiotoxique de l’espèce RuO4, l’objectif de cette thèse consistait à estimer la fraction de RuO4(g) pouvant être relâchée dans l’environnement depuis l’enceinte. Au cours des travaux, une loi de vitesse de décomposition du tétroxyde gazeux a pu être déterminée. L’humidité joue un rôle catalytique, tout comme la présence de dépôts de ruthénium. Les deux substrats, acier inoxydable et acier peint, n’ont pas montré d’affinité chimique avec RuO4. Cette absence de réactivité a d’ailleurs été confirmée par l’étude par XPS, qui a décelé la même espèce présente à la surface des dépôts quelle que soit la nature du substrat. Il a alors été conclu que la destruction de RuO4(g) correspond à une décomposition directe en phase gazeuse, suivie d’une condensation sur les surfaces présentes. Le phénomène de revolatilisation de ruthénium par radiolyse à partir de dépôts de Ru a également été mis en évidence. Une loi de vitesse d’oxydation a été établie. L’augmentation de la température et du taux d’humidité favorisent nettement la réaction d’oxydation. Enfin, l’établissement des lois comportementales du Ru a permis de réaliser une application au cas réacteur en proposant une modélisation du terme source ruthénium. Les résultats des calculs réacteur indiquent que les valeurs des termes sources en 106Ru peuvent être proches de la valeur de référence actuellement prise en considération par l’IRSN, pour les REP 900 MWeRuthenium tetroxide is an extremely volatile and highly radiotoxic species. During a severe accident with air ingress in the reactor vessel, ruthenium oxides may reach the reactor containment building in significant quantities. Therefore, a better understanding of the RuO4(g) behaviour in the containment atmosphere is of primary importance for the assessment of radiological consequences, in the case of potential releases of this species into the environment. A RuO4(g) decomposition kinetic law was determined. Steam seems to play a catalytic role, as well as the presence of ruthenium dioxide deposits. The temperature is also a key parameter. The nature of the substrate, stainless steel or paint, did not exhibit any chemical affinities with RuO4(g). This absence of reactivity was confirmed by XPS analyses, which indicate the presence of the same species in the Ru deposits surface layer whatever the substrates considered. It has been concluded that RuO4(g) decomposition corresponds to a bulk gas phase decomposition. The ruthenium revolatilisation phenomenon under irradiation from Ru deposits was also highlighted. An oxidation kinetic law was determined. The increase of the temperature and the steam concentration promote significantly the oxidation reaction. The establishment of Ru behavioural laws allowed making a modelling of the Ru source term. The results of the reactor calculations indicate that the values obtained for 106Ru source term are closed to the reference value considered currently by the IRSN, for 900 MWe PWR safety analysis
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Beloeil, Laurent. "Etude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance." Aix-Marseille 1, 2000. http://www.theses.fr/2000AIX11017.
Abstract:
Il est possible d'imaginer de nombreuses situations accidentelles, certes hautement improbables, ou des crayons combustibles seraient mis au contact d'eau dans des conditions proches des valeurs atmospheriques. Ce travail est consacre a la modelisation et la simulation des premiers instants de l'excursion de puissance qui peut resulter de telles configurations. Nous montrons que, pour les accidents les plus severes, l'effet de vide est une contre-reaction preponderante. La formation d'un film de vapeur a la paroi des crayons est ensuite mise en evidence et confirmee a l'aide d'experiences de chauffage electrique transitoire. Puis, nous proposons une modelisation de l'ecoulement vapeur/liquide permettant de traduire l'evolution du taux de vide. La lame de vapeur est traitee comme un milieu compressible. Les bilans de conservation y sont resolus sur un maillage mobile et selon un schema bidimensionnel et des conditions aux limites qui tiennent compte des phenomenes interfaciaux et des possibilites de fuite axiale. Les mouvements du liquide sont traduits par une equation integrale instationnaire dans laquelle est introduit un terme de dissipation adaptee a la geometrie particuliere de l'ecoulement. La penetration de l'energie a travers le liquide est egalement calculee. Les modules aerodynamiques et hydrodynamiques couples donnent alors des resultats en tres bon accord avec les experiences. Les phenomenes neutroniques, leurs contre-reactions, mais aussi la repartition de puissance a travers le crayon sont ensuite traduits numeriquement. Pour chaque module developpe, des tests de validation sont presentes. Les premieres secondes de l'accident de criticite dans son ensemble peuvent alors etre simulees. Meme si l'outil de calcul obtenu n'est qu'un moyen d'etude pour une premiere approche du probleme pose, les simulations realisees se revelent coherentes avec les elements rapportes sur les accidents connus a ce jour.
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Chebbi, Mouheb. "Piégeage d’espèces iodées volatiles sur des adsorbants poreux de type zéolithique dans le contexte d’un accident nucléaire grave." Thesis, Université de Lorraine, 2016. http://www.theses.fr/2016LORR0340/document.
Abstract:
L’accident de Fukushima a montré que sous certaines conditions, un accident de fusion du cœur (jugé hautement improbable) peut survenir et engendrer des conséquences dramatiques en termes de rejets de produits radioactifs dans l’environnement. La mise en place d’adsorbants poreux type zéolithe dans les filtres d’éventage constitue une solution prometteuse afin de limiter la dissémination de produits radioactifs notamment les espèces iodées volatiles, vers l’environnement. Dans cette étude, nous avons cherché à évaluer dans quelle mesure les propriétés structurales et chimiques d’adsorbants poreux essentiellement des zéolithes à l’argent, pouvaient affecter leurs performances vis-à-vis de la rétention d’I2 et de CH3I. Dans ce but, nous avons mis en relation les données issues de la caractérisation des différentes formulations zéolithiques (DRX, ATR/IR, DRIFTS du CO adsorbé, MEB, MET, et DR-UV-Vis) avec les données recueillies lors des tests dynamiques d’adsorption en phase gazeuse (capacités d’adsorption, facteurs de décontamination, stabilité thermique du piégeage). Ensuite, le comportement des zéolithes dans des conditions plus représentatives d’un accident grave (hautes températures, présence d’inhibiteurs, irradiation…) a été étudié pour les adsorbants les plus intéressants. Nous avons également cherché à mieux élucider les mécanismes de piégeage en utilisant à la fois une approche expérimentale (spectroscopie in situ) et théorique (DFT). D’une manière générale, nous avons trouvé que les capacités d’adsorption pour CH3I dépendent surtout de la quantité des sites argent présents à l’état dispersé dans la charpente sous forme de cations Ag+ et de petits clusters, mais également de paramètres structuraux tels que la taille des pores. D’autre part, une méthodologie particulière a été développée afin de quantifier les différentes formes piégées et ainsi de mieux comprendre l’effet des paramètres structuraux sur la stabilité thermique du piégeage, notamment sous forme de précipités AgI. Il a été montré que la stabilité du piégeage est fortement influencée par le taux d’échange et par la nature de la structure zéolithique. La combinaison des techniques spectroscopiques in situ infrarouges et UV-Vis a été également utilisée dans le but d’élucider le mécanisme de piégeage de CH3I par les zéolithes à l’argent. D’une part, la réactivité des espèces d’argent ainsi que leur transformation en AgI a été suivie par DR-UV-Vis. D’autre part, les schémas réactionnels mettant en jeu la partie carbonée ont été établis en utilisant la spectroscopie IR à la fois en phase adsorbée (DRIFTS) et en phase gazeuse (FTIR). La formation des précipités AgI est initiée à 100°C par la dissociation de CH3I (partielle à cette température) sur les sites acides de Brönsted de la zéolithe et les sites argent. Ensuite, des espèces moléculaires AgI puis des clusters (AgI)n sont formés dans les supercages de la structure faujasite. En présence d’humidité ou à des températures plus élevées, certains précipités AgI peuvent former des entités plus larges sur la surface externe (phase AgI détectée en DRX après test). D’autre part, la décomposition thermique et catalytique des espèces méthoxy donne lieu à la formation de nombreux sous-produits (MeOH, MeOMe, alcanes, alcènes…). Parmi tous les adsorbants testés, les zéolithes échangées Ag/Y ont affiché les meilleures performances de rétention. Des résultats encourageants en présence d’inhibiteurs, sous irradiation et aux faibles concentrations ont été également obtenus pour les zéolithes faujasites argentées (type Y). L’ensemble des résultats obtenus permet d’envisager l’utilisation de certaines formulations dans une application nucléaire type accident grave, mais également de développer de nouvelles connaissances notamment en ce qui concerne d’autres nouveaux adsorbants (Metal Organic Framework MOF et silices mésoporeuses argentées ou fonctionnalisées)A severe nuclear accident (as Fukushima) may induce dramatic consequences in terms of radiological releases into the environment. The combination of current filtration devices (such as aqueous scrubbers and sand bed filters) with an additional filtration stage made of inorganic porous adsorbent (zeolite) constitute a promising solution in order to avoid the release of radioactive iodine species. The present study aims to establish some correlations between chemical and structural parameters of porous adsorbents mainly silver-zeolites, on the one hand, and adsorption properties towards I2 and CH3I on the other hand. The role played by various zeolitic parameters was assessed by combining adsorption data in gaseous phase (adsorption capacity, decontamination factors, trapping stability) together with physico-chemical data obtained from characterization studies (XRD, ATR/IR, DRIFTS of adsorbed CO, SEM, TEM and DR-UV-Vis). Then, the effect of adsorption temperatures, potential inhibitors and irradiation was also discussed for the most interesting adsorbents in order to extrapolate to severe accidental conditions. The trapping mechanism was also investigated using in-situ spectroscopic accessories as well as theoretical calculations by DFT. It was shown that CH3I adsorption capacities are mainly dependent on the amount of silver that could be deposited in dispersed form (as Ag+, and small clusters) within the internal framework, as well as structural parameters such as pore size. On the other hand, a specific methodology was applied in order to quantify the different forms of stored iodine and therefore to better assess the influence of structural parameters on the trapping thermal stability. It was found that the trapping stability is mainly dependent on silver exchange level and on the nature of zeolitic structure. For the first time, the combination of several spectroscopic techniques was also implemented. On the one hand, in situ Diffuse Reflectance UV-Vis Spectroscopy (DRS-UV-Vis) was employed in order to monitor the evolution of silver species during exposure to gaseous methyl iodide. On the other hand, the time- and temperature-evolution of organic species was investigated using in situ Diffuse Reflectance Infrared Fourier Transformed Spectroscopy (DRIFTS) combined with gas-phase reactor measurements. The first step is the dissociation of some CH3I molecules, which is catalyzed by the acidic and silver sites of the zeolite. The dissociated I is then captured by silver to form molecular and clustered AgI entities within the zeolite supercages, which can coalesce and sinter on the external surface upon prolonged exposure to humidity to form silver iodide precipitates (detected by XRD). On the other hand, the carbonaceous part of the CH3I molecules undergo successive catalytic transformations at medium temperatures with zeolite active sites, to yield different by-products (MeOH, DME, higher alkanes, alkenes…). Among all the investigated sorbents for iodine species retention, Ag/Y zeolites have displayed the best retention performances. Promising results were also found in the presence of inhibitors, under irradiation and for low concentrations. The obtained results allow to consider using some of the tested formulations for a nuclear severe accident application, but also to give insights about the behavior of other new adsorbents (Metal Organic Framework MOF and silver-impregnated or functionalized mesoporous silica)
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Cintra, Eliane de Araujo. "Niveis de arginina vasopressina e disturbios de sodio e agua em pacientes com lesão cerebral grave." [s.n.], 2006. http://repositorio.unicamp.br/jspui/handle/REPOSIP/313566.
Abstract:
Orientadores: Sebastião Araujo, Elizabeth M. A. B. QuagliatoTese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Ciencias Medicas
Made available in DSpace on 2018-08-08T16:17:15Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Cintra_ElianedeAraujo_D.pdf: 2161451 bytes, checksum: e8e2d3f8af228c6c474ae97885cb6d9a (MD5) Previous issue date: 2006
Resumo: Antecedentes. Desordens do balanço de sódio e água, especialmente aqueles secundários ao diabete insípido (DI), à síndrome da secreção inapropriada do hormônio anti-diurético (SIHAD) e à síndrome cerebral perdedora de sal (SCPS), são freqüentemente vistas em pacientes com lesão cerebral grave (LCG), tanto traumática quanto não-traumática, podendo comprometer seus prognósticos. Diversos autores têm sugerido que um aumento na secreção de vasopressina (AVP) pode ser responsável pela piora da lesão cerebral primária uma vez que ela afeta os mecanismos cerebrais de formação de edema. Contudo, as alterações fisiopatológicas anteriormente citadas continuam sendo focos de debates na literatura. Objetivo. Avaliar o comportamento dos níveis plasmáticos de vasopressina e a presença de desordens do balanço de sódio e água em pacientes com LCG. Desenho. Estudo prospectivo, observacional e aberto. Local. Unidade de terapia intensiva geral de adultos do Hospital das Clínicas da Universidade Estadual de Campinas. Pacientes e Métodos. Trinta e sete pacientes adultos, de ambos os sexos, com LCG (pontuação inicial na escala de coma de Glasgow ? 8) e tempo estimado de lesão ? 72 horas foram estudados. Dados clínicos e laboratoriais de interesse foram registrados e a AVP foi mensurada em amostras de sangue venoso colhidas no 1o, 2o, 3o e 5o dias após a inclusão. Dados laboratoriais de 29 voluntários adultos sadios, previamente relatados, serviram de controle (CTRL). Resultados. Os níveis plasmáticos médios de AVP permaneceram dentro da faixa de normalidade nos pacientes com LCG, sem diferenças significativas em relação ao grupo controle, mas mostraram-se proporcionalmente menores no 5o dia comparado ao 1o dia após a inclusão (1,5 ± 1,6pg/ml vs 2,3 ± 2,8pg/ml; p = 0,035). Os níveis plasmáticos de AVP foram ligeiramente maiores nos pacientes que evoluíram para o óbito em relação aos sobreviventes (p = 0,062), e mostraram uma queda do 1o em relação ao 5o dia de observação em ambos os grupos (p = 0,049). O sódio sérico e a osmolalidade plasmática, assim como suas variações em relação à faixa de normalidade, foram maiores nos pacientes que evoluíram para o óbito em relação aos sobreviventes (p < 0,05). Conclusão. Os níveis plasmáticos de AVP permaneceram dentro da faixa de normalidade nos pacientes com LCG, e estes tenderam a diminuir com o tempo de evolução, tanto nos sobreviventes quanto nos que evoluíram para o óbito. Contudo, o sódio sérico e a osmolalidade plasmática mostraram grandes variações nos pacientes com LCG, e os não sobreviventes apresentaram desvios mais amplos e mais significativos em relação à faixa de normalidade que os sobreviventes, especialmente hipernatremia e hiperosmolalidade, compatíveis com a presença de disfunção do eixo hipotálamo-hipófisário posterior, principalmente diabete insípido. Contudo, estes resultados não nos permitem afirmar com segurança se esses distúrbios atuaram como agravantes da lesão primária ou se meramente foram um reflexo da gravidade da injúria cerebral
Abstract: Background. Disorders of sodium and water balance, especially those secondary to diabetes insipidus (DI), syndrome of inappropriate anti-diuretic hormone (SIADH) and cerebral salt wasting syndrome (CSWS), are frequently seen in patients with severe brain injury (SBI), either traumatic or non-traumatic, and may jeopardize their prognosis. Many authors have suggested that an increase in vasopressin (AVP) secretion may be responsible for the worsening of primary brain lesion as long as it affects the brain mechanisms of edema formation. However, this remains a focus of debate in the literature. Objective. To evaluate vasopressin plasma levels and sodium and water balance disorders in patients with SBI. Design. Prospective, observational, open label study. Setting. General adult intensive care unit, Hospital de Clínicas, Campinas State University. Patients and Methods. Thirty-seven adult patients, both sexes, with SBI (admission Glasgow Coma Scale score ? 8) and an estimated time of injury ? 72 hours were studied. Clinical and laboratory data were recorded and AVP was measured in venous blood samples collected on the 1st, 2nd, 3rd and 5th days following inclusion. Laboratory data from 29 healthy adult volunteers previously reported served as control. Results. Mean AVP serum levels remained inside the normal range in SBI patients, without significant differences in relation to control group, and were proportionally lower at 5th day compared to 1st day following inclusion (1.5 ± 1.6 pg/ml vs 2.3 ± 2.8 pg/ml; p = 0.035). AVP serum levels were slightly higher in patients who died compared to survivors, but this difference was not significant (p = 0.062), and have shown a decrease from the 1st to 5th day of observation in both groups (p = 0.049). Serum sodium and plasma osmolality, and long as their variability, were greater in non-survivor than in survivor patients (p < 0.05). Conclusion. AVP plasma levels remained within normal range in SBI patients, and these levels tended to decrease over time, both in survivor and non-survivors. However, serum sodium and plasma osmolality have shown great variations in SBI patients, and non-survivor ones have shown greater and more significant deviations from normal values than those who survived, especially hypernatremia and hyperosmolality, consistent with the presence of posterior hypothalamus-hypophysial axis dysfunction, mainly diabetes insipidus. Nevertheless, these results do not allow us to clearly define whether these disturbances aggravate the primary lesion or if they are merely a reflex of the cerebral injury severity
Doutorado
Ciencias Biomedicas
Doutor em Ciências Médicas
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Mabrouk, Ahmed. "Developpements d'outils d'aide au diagnostic en contexte incertain." Thesis, Paris 6, 2016. http://www.theses.fr/2016PA066449.
Abstract:
Le diagnostic des scénarios d'accidents nucléaires graves représente un enjeu majeur pour la sûreté nucléaire et la gestion de crise. Le problème est complexe à cause de la complexité des phénomènes physiques et chimiques sous-jacents des accidents graves, la difficulté de la compréhension des différentes corrélations entre ces derniers, et de surcroît la rareté des base de données descriptives. Ainsi, ce travail de thèse vise à proposer un outil dédié à la modélisation et au diagnostic des scénarios d'accident à base de réseaux bayésiens. L'usage des réseaux bayésiens reposera sur l'apprentissage à partir de bases de données de calculs créés avec le logiciel de calcul d'accident grave ASTEC. Dans ce contexte, l'utilisation des réseaux bayésiens a été, tout au long de ce travail doctoral, sujet à de nombreuses difficultés, notamment l'apprentissage de ces derniers à partir des données accidentelles qui, suite à de nombreuses études menées, ne se sont avérées pas tout à fait pertinentes pour mener à bien cette tâche. Ces difficultés proviennent principalement du fait que les données utilisées sont d'un coté de nature continue et de l'autre côté reliées à la fois par des relations déterministes et probabilistes. Ces deux contraintes posent un sérieux problème pour les algorithmes de construction des réseaux bayésiens qui supposent à la fois que toutes les relations entre variables sont de nature probabiliste et l'ensemble des variables utilisées sont de nature factorielle (ou discrète). Concernant le premier point, nous avons proposé un nouvel algorithme d’apprentissage de structure utilisant un ensemble de nouvelles règles (dont l'efficacité a été prouvée théoriquement et expérimentalement). Concernant l’étape de discrétisation, nous avons proposé une approche multivariée, qui d’après une étude expérimentale détaillée, nous a permis de pallier les inconvénients des algorithmes de l'état de l'art tout en minimisant la perte de l’information lors de la transformation des donnéesThe diagnosis of severe nuclear accident scenarios represents a major challenge for nuclear safety and crisis management. The problem is complex and remains until now one of the main research topics due to the complexity of the physical and chemical phenomena underlying severe accidents, the difficulty in understanding the different correlations between them, and in addition the unavailability of efficient public datasets. Thus, the purpose of this thesis is to propose a dedicated tool for modeling and diagnosis of accident scenarios based on Bayesian networks. The learning process of the Bayesian networks is based on the use of databases created with the ASTEC severe accident software. It should be emphasized that the use of Bayesian networks in this context has faced many challenges, notably the learning process from the accidental data which, after numerous studies, has been doomed to be ineffective to address efficiently this task. These difficulties arise mainly because the used data contains on the one hand, many continuous variables and on the other hand a set of both deterministic and probabilistic relationships between variables. These two constraints present a serious problem for the learning algorithms of Bayesian networks because these latter assume that all relationships between variables are probabilistic and all the used variables in the datasets are factorial (or discrete). Concerning the first point, we proposed of a new structure learning algorithm based on the use of a set of new rules (whose effectiveness has been proven theoretically and experimentally). Regarding discretization step, we proposed a multivariate approach which, according to a detailed experimental study, has enabled us to overcome the drawbacks of these latter while minimizing the information loss during the data transformation
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Villermaux, Clotilde. "Modélisation physique et numérique de la convection naturelle dans une couche de fluide de faible rapport d'aspect dans le cadre des études d'accidents graves de réacteurs à eau sous pression." Grenoble INPG, 1999. http://www.theses.fr/1999INPG0028.
Abstract:
Dans le cadre des etudes des accidents graves de reacteurs nucleaires a eau sous pression, on examine la possibilite de refroidir par noyage de la cuve le magma liquide resultant de la fonte du cur formant un bain en fond de cuve. On s'interesse a la couche de metaux liquides qui constitue la partie superieure de ce bain (l'autre partie est formee d'oxydes liquides degageant une forte puissance thermique). Son confinement et ses proprietes physiques peuvent etre a l'origine d'une concentration de flux de chaleur a la paroi laterale de la cuve, menacant son integrite. Une etude bibliographique des transferts thermiques en convection naturelle souligne l'influence des conditions limites thermiques et de la geometrie (faible rapport d'aspect) de la couche sur la structure de l'ecoulement et la repartition de la chaleur. L'interface inferieure de la couche metallique est constituee d'une croute d'oxydes. Une etude de stabilite thermique conclut a sa perennite, ce qui permet de decoupler la couche metallique du bain d'oxydes. On affine egalement la description des echanges thermiques en surface superieure de la couche metallique, controles par rayonnement avec le reste de la cuve. On etudie ensuite l'effet de la hauteur de la couche sur la concentration de flux thermique. L'analyse des resultats du programme experimental bali-metal est completee par une simulation numerique directe avec le code triou. Un modele simple decrivant la structure de l'ecoulement permet de retrouver globalement les resultats experimentaux. Une modelisation plus fine des mouvements fluides occasionnes dans ce type de couche est ensuite proposee. On realise enfin une simulation numerique des essais experimentaux avec le code de thermohydraulique tolbiac.
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Sestier, Karine. "Evolution microstructurale et comportement mécanique à haute température de l'acier de cuve 16MND5 en situation d'accident grave." Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0153.
Abstract:
Cette etude concerne l'acier 16mnd5 utilise comme materiau de cuve dans les reacteurs a eau pressurisee (rep). En situation d'accidents graves, cet acier a bas taux de carbone faiblement allie change d'etat microstructural. Differentes phases de caracteristiques mecaniques distinctes sont susceptibles de se former selon l'histoire thermique subie. Ce travail porte sur la phase austenitique stable a haute temperature et sur le vieillissement de l'etat de reception du materiau. Nous avons determine des courbes d'evolution de la taille de grain austenitique. Un modele de croissance du type trainage de solute semble le plus approprie pour decrire la cinetique de croissance observee. Le comportement en fluage a haute temperature de la phase austenitique est examine. Le modele propose par lasalmonie et strudel convient a la description de nos resultats experimentaux. Ce modele est base sur la montee des dislocations en presence de glissement aux joints de grains et permet de prendre en compte l'influence de la taille de grain observee experimentalement. Lors du vieillissement a 700c de l'acier 16mnd5 dans son etat de reception, un durcissement microstructural progressif est observe. Ce durcissement est lie a la formation et a la croissance de phases blanches durcissantes de morphologie allongee. L'evolution de la precipitation semble independante du phenomene de durcissement.
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Manchon, Xavier. "Contribution à la prédiction du déroulement de scénarios d'accidents graves dans un RNR-Na." Thesis, Lyon, 2017. http://www.theses.fr/2017LYSEC047/document.
Abstract:
La démarche de conception et de sûreté du réacteur ASTRID, démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium, implique la modélisation de scénarios d’accidents graves qui font intervenir une fusion du cœur du réacteur. L’objectif de la thèse, en soutien à cette modélisation, est de contribuer à l’identification des processus susceptibles de faire bifurquer un scénario d’accident grave. Deux phases d’un scénario sont traitées pour cela. Tout d’abord, le début d’une séquence de perte de débit primaire non protégée est analysé à l’aide d’un critère analytique développé pendant la thèse, visant à prédire la bifurcation de la décroissance du débit vers un état stabilisé ou bien vers un état instable, menant à la dégradation du cœur. Ce nouveau critère, qui présente l’intérêt de tenir compte de l’effet de l’évolution de la puissance sur la stabilité du débit, est vérifié à l’aide d’un outil de calcul dédié aux accidents de perte de débit non protégés. Dans un second temps, les processus prépondérants impliqués dans une vaporisation de combustible liquide suivie d’une détente de sa vapeur, consécutives à une excursion de puissance accidentelle, sont identifiés via une analyse dimensionnelle. En reprenant les résultats de cette analyse, un outil de calcul est par la suite développé, dont l’objet est de déterminer l’énergie mécanique transmise à la cuve du réacteur lors de la détente. La question du transfert thermique entre la vapeur de combustible se détendant et le caloporteur est particulièrement étudiée. Cet outil est validé via une comparaison à des résultats expérimentaux et à des résultats de calculs issus d’un autre code. Des études paramétriques permettent enfin de quantifier la variabilité des résultats due au choix de modélisation et aux incertitudes sur les données physiques employéesSevere accidents’ modeling is required for the design and safety analysis of ASTRID, a Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor under development in France. This thesis aims at contributing to identify the driving processes of ASTRID’s severe accidents scenarios. First, a stability criterion is developed to analyze the beginning of an unprotected loss of flow accident. This stability criterion assesses whether the decreasing flow is stable or unstable, leading to the core disassembly. This criterion also considers power variations during the loss of flow, which former stability criteria do not take into account. Then, the driving processes of a transient involving a fuel vaporisation followed by its vapor expansion are identified using a dimensional analysis. The simplifications justified by this dimensional analysis are considered further to develop a numerical tool that computes the mechanical energy transmitted to the core vessel in case of fuel vaporisation. The thermal exchange between the expanding fuel vapor and the sodium coolant is especially analyzed. The tool is validated by comparing its results to experimental measures and to another tool’s computations. In the end, parametric studies are done in order to assess the tool computations’ variability induced by physical uncertainties or modeling options
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Mabrouk, Ahmed. "Developpements d'outils d'aide au diagnostic en contexte incertain." Electronic Thesis or Diss., Paris 6, 2016. http://www.theses.fr/2016PA066449.
Abstract:
Le diagnostic des scénarios d'accidents nucléaires graves représente un enjeu majeur pour la sûreté nucléaire et la gestion de crise. Le problème est complexe à cause de la complexité des phénomènes physiques et chimiques sous-jacents des accidents graves, la difficulté de la compréhension des différentes corrélations entre ces derniers, et de surcroît la rareté des base de données descriptives. Ainsi, ce travail de thèse vise à proposer un outil dédié à la modélisation et au diagnostic des scénarios d'accident à base de réseaux bayésiens. L'usage des réseaux bayésiens reposera sur l'apprentissage à partir de bases de données de calculs créés avec le logiciel de calcul d'accident grave ASTEC. Dans ce contexte, l'utilisation des réseaux bayésiens a été, tout au long de ce travail doctoral, sujet à de nombreuses difficultés, notamment l'apprentissage de ces derniers à partir des données accidentelles qui, suite à de nombreuses études menées, ne se sont avérées pas tout à fait pertinentes pour mener à bien cette tâche. Ces difficultés proviennent principalement du fait que les données utilisées sont d'un coté de nature continue et de l'autre côté reliées à la fois par des relations déterministes et probabilistes. Ces deux contraintes posent un sérieux problème pour les algorithmes de construction des réseaux bayésiens qui supposent à la fois que toutes les relations entre variables sont de nature probabiliste et l'ensemble des variables utilisées sont de nature factorielle (ou discrète). Concernant le premier point, nous avons proposé un nouvel algorithme d’apprentissage de structure utilisant un ensemble de nouvelles règles (dont l'efficacité a été prouvée théoriquement et expérimentalement). Concernant l’étape de discrétisation, nous avons proposé une approche multivariée, qui d’après une étude expérimentale détaillée, nous a permis de pallier les inconvénients des algorithmes de l'état de l'art tout en minimisant la perte de l’information lors de la transformation des donnéesThe diagnosis of severe nuclear accident scenarios represents a major challenge for nuclear safety and crisis management. The problem is complex and remains until now one of the main research topics due to the complexity of the physical and chemical phenomena underlying severe accidents, the difficulty in understanding the different correlations between them, and in addition the unavailability of efficient public datasets. Thus, the purpose of this thesis is to propose a dedicated tool for modeling and diagnosis of accident scenarios based on Bayesian networks. The learning process of the Bayesian networks is based on the use of databases created with the ASTEC severe accident software. It should be emphasized that the use of Bayesian networks in this context has faced many challenges, notably the learning process from the accidental data which, after numerous studies, has been doomed to be ineffective to address efficiently this task. These difficulties arise mainly because the used data contains on the one hand, many continuous variables and on the other hand a set of both deterministic and probabilistic relationships between variables. These two constraints present a serious problem for the learning algorithms of Bayesian networks because these latter assume that all relationships between variables are probabilistic and all the used variables in the datasets are factorial (or discrete). Concerning the first point, we proposed of a new structure learning algorithm based on the use of a set of new rules (whose effectiveness has been proven theoretically and experimentally). Regarding discretization step, we proposed a multivariate approach which, according to a detailed experimental study, has enabled us to overcome the drawbacks of these latter while minimizing the information loss during the data transformation
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Gerardin, Jonathan. "Évaluation du transfert radiatif dans le coeur d'un Réacteur à Eau Pressurisée (REP) lors de la phase de renoyage d'un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP)." Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0145/document.
Abstract:
On développe une méthode de résolution du transfert radiatif au sein d'un milieu vapeur-gouttelettes entouré de parois chaudes, en vue d'un couplage avec une résolution de l'écoulement à l'échelle de la CFD. Le domaine d'application considéré est l'étude du refroidissement du coeur d'une centrale nucléaire suite à un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). Le problème du transfert radiatif se découpe en deux sous-problèmes, l'un concernant l'évaluation des propriétés radiatives du milieu et le second la résolution du transfert radiatif. Les propriétés radiatives ont été calculées avec la théorie de Mie pour les gouttelettes et le modèle C-k pour la vapeur d'eau. On obtient un milieu absorbant, diffusant anisotrope, émissif, non gris et non homogène. De plus, compte tenu de la grande gamme possible des propriétés de l'écoulement (diamètre et concentration des gouttelettes, température et pression de la vapeur), le milieu peut être optiquement fin ou optiquement épais. Il faut donc une méthode de résolution du transfert radiatif efficace pour toutes les conditions observées dans un APRP et ayant un temps de calcul raisonnable en vue du couplage avec les autres modes de transferts. La méthode IDA, dérivée de l'approximation P1, a été choisie. Son niveau de précision a été validé sur des cas tests académiques et une expérimentation. Des simulations en condition APRP ont ensuite été effectuées, permettant d'évaluer les flux rayonnés et confirmant que le transfert radiatif n'est pas négligeable dans cet accidentWe developped a method of resolution of radiative transfer inside a medium of vapor-droplets surrounded by hot walls, in order to couple it with a simulation of the flow at the CFD scale. The scope is the study of the cooling of the core of nuclear reactor following a Loss Of Coolant Accident (LOCA). The problem of radiative transfer can be cut into two sub problems, one concerning the evaluation of the radiative properties of the medium and a second concerning the solution of the radiative transfer equation. The radiative properties of the droplets have been computed with the use of the Mie Theory and those of the vapor have been computed with a Ck model. The medium made of vapor and droplets is an absorbing, anisotropically scattering, emissive, non grey, non homogeneous medium. Hence, owing to the possible variations of the flow properties (diameter and volumetric fraction of the droplets, temperature and pressure of the vapor), the medium can be optically thin or thick. Consequently, a method is required which solves the radiative transfer accurately, with a moderate calculation time for all of these prerequisites. The IDA has been chosen, derived from the well-known P1-approximation. Its accuracy has been checked on academical cases found in the literature and by comparison with experimental data. Simulations of LOCA flows have been conducted taking account of the radiative transfer, evaluating the radiative fluxes and showing that radiative transfer influence cannot be neglected
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Delipei, Gregory. "Développement d'une méthodologie de Quantification d'Incertitudes pour une analyse Mutli-Physique Best Estimate et application sur un Accident d’Éjection de Grappe dans un Réacteur à Eau Pressurisée." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLX078/document.
Abstract:
Durant les dernières décennies, l’évolution de la puissance de calcul a conduit au développement de codes de simulation en physique des réacteurs de plus en plus prédictifs pour la modélisation du comportement d’un réacteur nucléaire en situation de fonctionnement normal et accidentel. Un cadre d’analyse d’incertitudes cohérent avec l’utilisation de modélisations Best Estimate (BE) a été développé. On parle d’approche Best Estimate Plus Uncertain-ties (BEPU) et cette approche donne lieu `a de nombreux travaux de R&D à l’international en simulation numérique. Dans cette thèse, on étudie la quantification d’incertitudes multi-physiques dans le cas d’un transitoire d’ éjection de Grappe de contrôle (REA- Rod Ejection Accident) dans un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). La modélisation BE actuellement disponible au CEA est réalisée en couplant les codes APOLLO3 R (netronique) et FLICA4 (thermohydraulique-thermique du combustible) dans l’environnement SALOME/CORPUS. Dans la première partie de la thèse, on examine différents outils statistiques disponibles dans la littérature scientifique dont la réduction de dimension, l’analyse de sensibilité globale, des modèles de substitution et la construction de plans d’expérience. On utilise ces outils pour développer une méthodologie de quantification d’incertitudes. Dans la deuxième partie de la thèse, on améliore la modélisation du comportement du combustible. Un couplage Best Effort pour la simulation d’un transitoire REA est disponible au CEA. Il comprend le code ALCYONE V1.4 qui permet une modélisation fine du comportement thermomécanique du combustible. Cependant, l’utilisation d’une telle modélisation conduit à une augmentation significative du temps de calcul ce qui rend actuellement difficile la réalisation d’une analyse d’incertitudes. Pour cela, une méthodologie de calibrage d’un modèle analytique simplifié pour le transfert de chaleur pastille-gaine basé sur des calculs ALCYONE V1.4 découplés a été développée. Le modèle calibré est finalement intégré dans la modélisation BE pour améliorer sa prédictivité. Ces deux méthodologies sont maquettées initialement sur un cœur de petite échelle représentatif d’un REP puis appliquées sur un cœur REP à l’échelle 1 dans le cadre d’une analyse multi-physique d’un transitoire REAThe computational advancements of the last decades lead to the development of numerical codes for simulating the reactor physics with increa-sing predictivity allowing the modeling of the beha-vior of a nuclear reactor under both normal and acci-dental conditions. An uncertainty analysis framework consistent with Best Estimate (BE) codes was develo-ped in order to take into account the different sources of uncertainties. This framework is called Best Esti-mate Plus Uncertainties (BEPU) and is currently a field of increasing research internationally. In this the-sis we study the multi-physics uncertainty quantifi-cation for Rod Ejection Accident (REA) in Pressuri-zed Water Reactors (PWR). The BE modeling avai-lable in CEA is used with a coupling of APOLLO3 (neutronics) and FLICA4 (thermal-hydraulics and fuel-thermal) in the framework of SALOME/CORPUS tool. In the first part of the thesis, we explore different statistical tools available in the scientific literature including: dimension reduction, global sensitivity analy-sis, surrogate modeling and design of experiments. We then use them in order to develop an uncer-tainty quantification methodology. In the second part of the thesis, we improve the BE modeling in terms of its uncertainty representation. A Best Effort coupling scheme for REA analysis is available at CEA. This in-cludes ALCYONE V1.4 code for a detailed modeling of fuel-thermomechanics behavior. However, the use of such modeling increases significantly the compu-tational cost for a REA transient rendering the uncer-tainty analysis prohibited. To this purpose, we deve-lop a methodology for calibrating a simplified analytic gap heat transfer model using decoupled ALCYONE V1.4 REA calculations. The calibrated model is finally used to improve the previous BE modeling. Both de-veloped methodologies are tested initially on a small scale core representative of a PWR and then applied on a large scale PWR core
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Morfin, Franck. "Combustion catalytique de l'hydrogène comme parade au rique de déflagration dans l'enceinte de confinement d'un réacteur nucléaire en situation d'accident grave : étude de l'empoisonnement des catalyseurs en atmosphère représentative." Lyon 1, 2000. http://www.theses.fr/2000LYO10116.
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Le, Gall Claire. "Contribution à l'étude du relâchement des produits de fission hors de combustibles nucléaires en situation d'accident grave : effet de la pO2 sur la spéciation du Cs, Mo et Ba." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAY053/document.
Abstract:
Comprendre les mécanismes de spéciation des Produits de Fission (PF) dans le combustible nucléaire est un enjeu majeur pour pouvoir estimer précisément le terme source d’un accident grave. Parmi les nombreux PF créés, certains sont très réactifs et peuvent avoir un impact radiologique important en cas de relâchement dans l’atmosphère. C’est notamment le cas du césium (Cs), du molybdène (Mo) et du baryum (Ba). C’est dans ce contexte que s’inscrit le travail de thèse qui propose d’apporter des données expérimentales sur l’effet du potentiel oxygène sur la spéciation du Cs, du Mo et du Ba dans des combustibles nucléaires, à différents stades d’un accident grave.Une approche thermodynamique a été utilisée en support à l’interprétation des données expérimentales obtenues dans le cadre de ce travail. Deux types d’échantillons ont été étudiés: des combustibles MOX irradiés et des matériaux simulant un combustible UO2 à fort taux de combustion, obtenus par frittage à haute température (SIMFuel). Les échantillons ont été traités thermiquement dans des conditions représentatives d’un accident grave survenant dans un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Les conditions expérimentales ont couvert une gamme de température allant de 400°C à 2530°C et des potentiels oxygène situés entre -470 kJ.mol(O2)-1 et -100 kJ.mol(O2)-1. Les échantillons ont été caractérisés finement avant et après chaque traitement à l’aide de techniques complémentaires comme la microscopie optique et électronique, la microsonde et le SIMS dans le cas de l’irradié. Des mesures de XANES sur synchrotron ont été réalisées sur SIMFuel et ont conduit à des résultats importants en termes de spéciation des PF. Enfin, la technique de Spark Plasma Sintering (SPS) a été explorée avec succès pour la fabrication de SIMFuel contenant du Cs, du Mo et du Ba sous des formes chimiques représentatives d’un combustible REP en fonctionnement nominal.Ce travail a permis de mettre en évidence l’effet de la température en conditions oxydantes sur le comportement du combustible et des PF. Une oxydation du Mo, initialement présent sous forme métallique dans les inclusions blanches du combustible, en MoO2 a été observée dès 1000°C en conditions oxydantes. Une interaction entre le MoO2 formé et le Ba contenu dans la phase oxyde a eu lieu dans les mêmes conditions, menant à la formation de BaMoO4. Le potentiel oxygène joue aussi un rôle important dans le phénomène d’interaction pastille-gaine, en favorisant la diffusion des espèces en conditions oxydantes, diminuant ainsi la température de fusion du combustibleIn the nuclear community, it is a top priority to gain in-depth understanding of fission product (FP) speciation mechanisms occurring in nuclear fuel in order to precisely estimate the source term of a severe accident. Among the FP produced, some are highly reactive and may have a strong radiological impact if released into the environment. This is particularly the case of cesium (Cs), molybdenum (Mo) and barium (Ba). In this context, the objective of this study is to provide experimental data on the effect of the oxygen potential on Cs, Mo and Ba speciation in nuclear fuels at different stages of a severe accident.A thermodynamic approach was coupled with the experimental work to support the interpretation of experimental data. Two types of samples were studied in detail: irradiated MOX fuels and simulated high burn-up UO2 fuels produced through sintering at high temperature (SIMFuel). The samples were submitted to thermal treatments in conditions representative of a pressurised water reactor (PWR) severe accident. This approach made it possible to cover a temperature range from 400°C up to 2530°C and oxygen potentials from -470 kJ.mol(O2)-1 to -100 kJ.mol(O2)-1. The samples were characterized before and after each test using complementary techniques like OM, SEM, EPMA and SIMS in the case of irradiated fuels. XANES measurements using synchrotron radiation facilities were performed on SIMFuels and provided valuable results on FP speciation. Moreover, spark plasma sintering (SPS) was successfully investigated for the production of SIMFuel samples containing Cs, Mo and Ba in a chemical state representative of PWR fuel in normal operating conditions.This work highlighted the effect of oxidizing severe accident conditions on the fuel and FP behavior. Oxidation of Mo initially contained in the fuel’s metallic inclusions into MoO2 was observed to take place around 1000°C in oxidizing conditions. An interaction between MoO2 and the oxide phase containing Ba took place in the same conditions, leading to the formation of BaMoO4. The oxygen potential also plays an important role in fuel-cladding interactions, enhancing the diffusion of species in oxidizing conditions and lowering the temperature at which fuel melting occurs
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Javouhey, E. "Enfants victimes de l'insécurité routière : épidémiologie des traumatismes et séquelles." Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2007. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00544001.
Abstract:
Cette recherche avait pour objectif de mieux connaître l'épidémiologie des traumatismes par accident de la route chez l'enfant. Pour cela, des analyses ont été réalisées à partir des données d'une grande qualité : le Registre du Rhône. Les incidences de traumatismes routiers chez les enfants ont été calculées. La localisation et la nature des lésions ont été finement décrites, en fonction du type d'usager de la route. Le deuxième objectif était d'identifier des facteurs de risque de traumatisme sévère et de séquelles. Les handicaps secondaires aux traumatismes routiers ont été étudiés à partir d'une étude de cohorte prospective multicentrique conduite dans douze villes françaises, incluant 139 enfants sévèrement traumatisés de la route et admis en réanimation pédiatrique. Les déficiences fonctionnelles, comportementales et cognitives ainsi que les degrés d'incapacités et les retentissements sur la famille et la scolarité, ont été évalués six mois et un an après l'accident. Les différents outils d'évaluation ont montré leur complémentarité pour apprécier la réalité des handicaps. Des facteurs de risque de séquelles à un an ont été identifiés permettant de cibler les enfants qui devraient bénéficier d'une prise en charge et d'un suivi particuliers. Des recommandations pour la prévention ont pu être élaborées, concernant particulièrement l'utilisation des dispositifs de protection en voiture, à deux-roues, les modalités de prise en charge en fonction des facteurs de gravité et les modalités de traitement en phase aiguë.
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Nandan, Shambhavi. "Modélisation de la dissolution d'une phase solide (UO2-ZrO2-Zr) par une phase liquide (Fe) par une approche macroscopique diphasique." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0663.
Abstract:
En ce qui concerne la sûreté des centrales nucléaires en cas d'accident nucléaire grave, l'un des principaux défis associés est la rétention du combustible nucléaire en fusion et des composants internes du réacteur, appelés corium, au sein du réacteur sous pression (RPV). L'une des façons de refroidir le corium dans le RPV est de refroidir le récipient de l'extérieur. Cette stratégie est appelée rétention en navire (RVI). Dans le cas de la stratégie de rétention en cuve (RVI), il est prévu que la piscine de corium soit entourée d'une croûte d'oxyde, qui sera en contact avec de l'acier fondu du haut de la piscine ainsi que des côtés de la cuve. Il a été observé dans les expériences CORDEB (financées par l'IRSN, le CEA et EDF), que cette croûte devient perméable du fait de la dissolution par l'acier fondu, affectant le flux associé au RPV. Par conséquent, la dissolution a été étudiée en dérivant un modèle à plus grande échelle composé d'équations de transport à volume moyen - Transport de masse, d'élan, d'espèces et d'énergie - sur un volume élémentaire représentatif (REV). Le système final d'équations aux dérivées partielles (PDE) a été fermé en dérivant plusieurs relations empiriques pour la diffusivité effective des espèces, les coefficients de transfert de masse, la perméabilité et la conductivité effective. De plus, le modèle a été résolu pour étudier la dissolution dans la croûte pour différents cas avec et sans convectionWith regards to the safety of the Nuclear Power Plants (NPP) in case of a severe nuclear accident, one of the main challenges associated is the retention of the molten nuclear fuel and reactor internals, called corium, within the Reactor Pressure Vessel (RPV). One of the ways of cooling corium with in the RPV is by cooling the vessel from outside. This strategy is termed as In-Vessel Retention (IVR). In case of the In-Vessel Retention (IVR) strategy, it is expected that the corium pool will be surrounded by an oxide crust, which will be in contact with molten steel from top of the pool as well as from sides of the vessel. It has been observed in CORDEB experiments (funded by IRSN, CEA and EDF), that this crust becomes permeable due to dissolution by molten steel, affecting the flux associated with the RPV. Consequently, the dissolution has been studied by deriving an up-scaled model consist of volume averaged transport equations — Mass, Momentum, Species and Energy transport — over a Representative Elementary Volume (REV). The final system of Partial Differential Equations (PDEs) has been closed by deriving several empirical relations for effective species diffusivity, mass transfer coefficients, permeability and effective conductivity. Further, the model has been solved to study dissolution in crust for different cases with and without convection
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Duplat, Françoise. "Refroidissement et dispersion du corium lors de sa chute dans l'eau pendant un accident sévère de réacteur nucléaire à eau pressurisée : description des interactions mécaniques et thermiques en écoulement triphasique lors de la dispersion de sphères solides froides ou chaudes dans un bain liquide." Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0106.
Abstract:
Dans le cadre des etudes de surete nucleaire sur les interactions corium - eau, nous considerons la phase de refroidissement et de dispersion des fragments de corium dans un bain liquide. Devant la complexite des ecoulements rencontres et le couplage des interactions mecaniques et thermiques, la validation des modeles et la prediction de l'evolution du systeme etudie passe par l'utilisation d'un logiciel de calcul de thermohydraulique (mc3d). Une etude bibliographique montre que l'approche classique de la modelisation des ecoulements a trois phases repose sur l'adaptation des lois constitutives deja etablies pour le cas des ecoulements diphasiques. Ce travail presente une analyse approfondie des essais billeau et definit une methode de caracterisation d'un nuage de billes. Des essais issus du programme queos sont egalement presentes. Les termes d'interactions mecaniques de masse ajoutee, de portance et de dispersion turbulente ont ete presentes dans le cadre d'un ecoulement a trois phases leur influence a ete testee par simulation numerique des essais billeau. L'effet d'une surchauffe de la vapeur produite en ebullition en film, ainsi que le mode d'evolution des diametres des particules de l'ecoulement ont egalement ete etudies. D'autre part, un modele de rayonnement developpe au centre de recherche de karlsruhe (fzk) a ete analyse et complete. Les simulations numeriques realisees pour cette etude ont montre que les comportements mecaniques et thermiques du systeme etudie sont effectivement fortement couples. La prise en compte des termes de portance et de dispersion turbulente, ainsi que les modifications apportees aux echanges thermiques et a la production de vapeur semblent donner de meilleurs resultats. Ce travail presente egalement une reflexion sur l'identification des regimes d'ecoulement, prealable aux etudes specifiques de diffusion numerique, qui a ete estimee dans les conditions actuelles de fonctionnement du logiciel mc3d.
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Haurais, Florian. "Evaluate the contribution of the fuel cladding oxidation process on the hydrogen production from the reflooding during a potential severe accident in a nuclear reactor." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLS375/document.
Abstract:
En centrales nucléaires, un accident grave est une séquence très peu probable d’événements durant laquelle des composants du réacteur sont significativement endommagés, par interactions chimiques et/ou fusion, à cause de très hautes températures. Cela peut mener à des rejets radiotoxiques dans l’enceinte et à une entrée d’air dans le réacteur. Dans ce contexte, ce travail de thèse mené chez EDF R&D visait à modéliser la détérioration du gainage combustible, en alliages de zirconium, en conditions accidentelles : haute température et soit vapeur soit mélange air-vapeur. L’objectif final était d’améliorer la simulation par le code MAAP de l’oxydation du gainage et de la production d’hydrogène, en particulier pendant un renoyage avec de l’eau. Dû à l’épaississement progressif d’une couche de ZrO2 dense et protectrice, la cinétique d’oxydation du Zr en vapeur à hautes températures est généralement (sous-)parabolique. Cependant, à certaines températures, cette couche d’oxyde peut se fissurer, devenant poreuse et non protectrice. Par ce processus de « breakaway », la cinétique d’oxydation devient plus linéaire. De plus, l’augmentation de température peut mener les matériaux du réacteur à fondre et à se relocaliser dans le fond de cuve dont la rupture peut induire une entrée d’air dans le réacteur. Dans ce cas, l’oxygène et l’azote réagissent avec les gaines pré-oxydées, successivement par oxydation du Zr (épaississant la couche de ZrO2), nitruration du Zr (formant des particules de ZrN) et oxydation du ZrN (créant de l’oxyde et relâchant de l’azote). Ces réactions auto-entretenues relancent la fissuration du gainage et de sa couche de ZrO2, induisant une hausse de sa porosité ouverte. Afin de quantifier cette porosité du gainage, un protocole expérimental innovant en deux étapes a été défini et appliqué : il consistait à soumettre des échantillons de gainage en ZIRLO® à diverses conditions accidentelles pendant plusieurs durées puis à des mesures de la porosité ouverte par porosimétrie par intrusion de mercure. Les conditions de corrosion comprenaient plusieurs températures allant de 1100 à 1500 K ainsi que de la vapeur et un mélange air-vapeur 50-50 mol%. Pour les échantillons de ZIRLO® oxydés en vapeur, sauf à 1200 et 1250 K, les transitions de cinétique n’ont pas lieu et la porosité ouverte reste négligeable au cours de l’oxydation. Cependant, pour les autres échantillons, corrodés en air-vapeur ou oxydés en vapeur à 1200 ou 1250 K, des transitions « breakaway » sont observées et les résultats de porosimétrie montrent que la porosité ouverte augmente au cours de la corrosion, proportionnellement au gain en masse. De plus, il a été mis en évidence que la distribution de tailles de pores des échantillons de ZIRLO® s’étend significativement pendant la corrosion, en particulier après « breakaway ». En effet, ces tailles vont de 60 μm à environ : 2 μm avant la transition, 50 nm juste après et 2 nm plus longtemps après. Enfin, un modèle numérique en deux étapes a été développé dans le code MAAP pour améliorer sa simulation de l’oxydation du gainage. D’abord, grâce à la proportionnalité entre porosité ouverte et gain en masse des échantillons, des corrélations de porosité ont été implémentées pour chaque condition de corrosion. Ensuite, les valeurs de porosité calculées sont utilisées pour augmenter proportionnellement la vitesse d’oxydation du gainage. Ce modèle amélioré simule ainsi non seulement les réactions chimiques des gaines en Zr (oxydation et nitruration) mais aussi leur dégradation mécanique et son impact sur leur vitesse d’oxydation. Ceci a été validé en simulant des essais QUENCH (-06, -08, -10 et -16), conduits au KIT pour étudier le comportement de gaines dans des conditions accidentelles avec un renoyage final. Ces simulations montrent un meilleur comportement thermique du gainage et une production d’hydrogène significativement plus haute et donc plus proche des valeurs expérimentales, en particulier pendant le renoyageIn nuclear power plants, a severe accident is a very unlikely sequence of events during which components of the reactor core get significantly damaged, through chemical interactions and/or melting, because of very high temperatures. This may potentially lead to radiotoxic releases in the containment building and to air ingress in the reactor core. In that context, this thesis work led at EDF R&D aimed at modeling the deterioration of the nuclear fuel cladding, made of zirconium alloys, in accidental conditions: high temperature and either pure steam or air-steam mixture. The final objective was to improve the simulation by the MAAP code of the cladding oxidation and of the hydrogen production, in particular during a core reflooding with water. Due to the progressive thickening of a dense and protective ZrO2 layer, the oxidation kinetics of Zr in steam at high temperatures is generally (sub-)parabolic. However, at certain temperatures, this oxide layer may crack, becoming porous and not protective anymore. By this “breakaway” process, the oxidation kinetics becomes rather linear. Additionally, the temperature increase can lead core materials to melt and to relocate down to the vessel lower head whose failure may induce air ingress into the reactor core. In this event, oxygen and nitrogen both react with the pre-oxidized claddings, successively through oxidation of Zr (thickening the ZrO2 layer), nitriding of Zr (forming ZrN particles) and oxidation of ZrN (creating oxide and releasing nitrogen). These self-sustained reactions enhance the cracking of the cladding and of its ZrO2 layer, inducing a rise of its open porosity.In order to quantify this cladding porosity, an innovative two-step experimental protocol was defined and applied: it consisted in submitting ZIRLO® cladding samples first to various accidental conditions during several time periods and then to measurements of the open porosity through porosimetry by mercury intrusion. The tested corrosion conditions included numerous temperatures ranging from 1100 up to 1500 K as well as both pure steam and a 50-50 mol% air-steam mixture. For the ZIRLO® samples oxidized in pure steam, except at 1200 and 1250 K, the “breakaway” kinetic transitions do not occur and the open porosity remains negligible along the oxidation process. However, for all other samples, corroded in air-steam or oxidized in pure steam at 1200 or 1250 K, “breakaway” transitions are observed and the porosimetry results show that the open porosity increases along the corrosion process, proportionally to the mass gain. Moreover, it was evidenced that the pore size distribution of ZIRLO® samples significantly extends during corrosion, especially after “breakaway” transitions. Indeed, the detected pore sizes ranged from 60 μm down to around: 2 μm before the transition, 50 nm just after and 2 nm longer after. Finally, a two-step numerical model was developed in the MAAP code to improve its simulation of the cladding oxidation. First, thanks to the proportionality between open porosity and mass gain of cladding samples, porosity correlations were implemented for each tested corrosion condition. Second, the calculated porosity values are used to proportionally enhance the cladding oxidation rate. This improved model thus simulates not only chemical reactions of Zr-based claddings (oxidation and nitriding) but also their mechanical degradation and its impact on their oxidation rate. It was validated by simulating QUENCH tests (-06, -08, -10 and -16), conducted at KIT to study the behavior of claddings in accidental conditions with a final reflooding. These simulations show a better cladding thermal behavior and a hydrogen production significantly higher and so closer to experimental values, in particular during the reflooding
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Peña, Carrillo Juan David. "Étude expérimentale du transfert paroi/fluide dans le cas d’un écoulement vertical vapeur/gouttes dans une géométrie tubulaire." Thesis, Université de Lorraine, 2018. http://www.theses.fr/2018LORR0193/document.
Abstract:
L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliquesDuring a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact)
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Peña, Carrillo Juan David. "Étude expérimentale du transfert paroi/fluide dans le cas d’un écoulement vertical vapeur/gouttes dans une géométrie tubulaire." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2018. http://www.theses.fr/2018LORR0193.
Abstract:
L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliquesDuring a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact)
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Roki, Fatima-Zahra. "ETUDE DE LA CINETIQUE ET DE LA THERMODYNAMIQUE DES SYSTEMES REACTIONNELS (X-I-O-H) PAR SPECTROMETRIE DE MASSE HAUTE TEMPERATURE." Phd thesis, 2009. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00367690.
Abstract:
La spectrométrie de masse haute température a été utilisée pour analyser les vapeurs simulant la réaction entre l'iode et les produits de fissions issus d'un accident grave de réacteur nucléaire à eau pressurisée. Deux voies principales ont été explorées, -(i) l'analyse thermodynamique des processus de vaporisation de CsOH, CsI et des mélanges CsI-CsOH. - (ii) la conception d'un réacteur spécifique pour l'analyse de la cinétique de recombinaison d'atomes pour former des molécules stables. La présente étude a confirmé l'existence de la molécule mixte Cs2IOH(g). Les pressions de vapeurs CsOH(g), Cs2O2H2(g) et Cs2IOH(g) ont été déterminées. Les paramètres moléculaires de la molécule mixte ont été estimés sur la base des dimères purs Cs2O2H2(g) and Cs2I2(g) et l'enthalpie de formation proposée. L'acquisition de données cinétiques nécessite un réacteur dédié dont la conception est présentée dans ce travail ainsi que les tests de qualifications associés.
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Mestre, Luis. "Plano Setorial de Apoio Psicossocial à População." Master's thesis, 2019. http://hdl.handle.net/10400.26/31302.
Abstract:
A avaliação em pormenor do plano municipal de emergência de proteção civil de Portimão, permitiu perceber a organização ao nível do socorro à população em caso de acidente grave ou catástrofe, em todas as suas vertentes, verificando-se que o mesmo não contempla um planeamento detalhado e organizado relativamente ao apoio psicossocial às populações.
A pesquisa bibliográfica incidiu neste tema, possibilitando obter informação sobre a forma como funcionam nos outros países as zonas de concentração e apoio à população (ZCAP).
A criação de um Plano setorial de apoio à população, obedece a um conhecimento profundo da população onde ele será aplicado em caso de necessidade, levando em conta não só a sua dimensão, mas também as suas caraterísticas, assim como uma referenciação adequada dos locais onde podem ser instaladas ZCAP. Para o efeito foram construídas listas de verificação que permitem definir qual o melhor local e qual a melhor infraestrutura onde implementar uma ZCAP, sendo para o feito considerado o risco existente a cada momento.
Torna-se ainda necessário neste processo organizacional, definir quem faz o quê, de que forma se constituem as equipas que constituem as ZCAP, que embora na dependência do Serviço Municipal de Proteção Civil (SMPC), devem saber claramente a sua função para que em caso de acidente grave ou catástrofe possam atuar autonomamente.
Foi possível chegar à conclusão que muito já é feito e de forma distinta do que se faz em Portugal, principalmente na vertente da organização e planificação das ZCAP, em que nada é deixado ao acaso e todos sabem qual é a sua função dentro da estrutura.
Torna-se assim imprescindível criar um Plano Setorial de Apoio Psicossocial às Populações (ZCAP) para que a resposta no apoio psicossocial às populações possa ser tão organizada como a resposta na vertente do socorro.The assessment of the civil protection emergency plan of Portimão allowed to understand how is organized the operations to help the population in a disaster scenario. It is clear that the plan does not include a detailed procedure regarding the psychosocial support for the population. The bibliographic research developed for this academic work was focused on this theme, with the purpose to find information on how the concentration and population support zones (ZCAP) work in other countries. For the creation of a specific plan to support the population, it is necessary to have a deep knowledge of it, like its size and other characteristics, as well as the identification of the adequate sites where ZCAP can be installed. For this purpose, checklists were built to define the best place and the best infrastructure to implement a ZCAP. It is still necessary, in this organizational process, to define who does what, how will be the constitution of the ZCAP teams, and what will be its framework and role, to guarantee their autonomy, despite their dependency on the Municipal Civil Protection Service (SMPC). It was possible to conclude that a lot of things are already done in Portimão, and they are different from what is being done in the rest of the country, especially in how ZCAP are planned and organized, where nothing is left to chance and everyone knows what it is role within the structure. It is therefore essential to create a Sectoral Plan of Psychosocial Support to Populations (ZCAP) so that the response in psychosocial support to populations can be as organized as the response on the relief side.