Academic literature on the topic 'Réacteurs à neutrons rapides – Accidents'

Avec 47 réacteurs nucléaires en exploitation, pour 49 GWe, et 10 en construction, la Chine possède actuellement le 3e parc nucléaire mondial derrière les États-Unis et la France. Depuis 2015, elle a décidé de ne construire que des réacteurs de 3e génération, dont les têtes de séries EPR françaises et AP1000 américaines ont été mises en service entre 2018 et 2019. Elle prévoit d’exploiter industriellement la 4e génération à l’horizon des années 2030 et a déjà lancé la construction d’un démonstrateur de réacteurs à neutrons rapides et d’un démonstrateur d’un réacteur à haute température.

Les recherches sur des nouveaux types de réacteurs nucléaires pouvant succéder aux réacteurs actuels sont des travaux de longue haleine. De nombreux nouveaux concepts sont à l’étude mais, depuis 2000, un forum international incite la recherche à se concentrer sur quelques systèmes prometteurs vis-à-vis des nouveaux critères que devraient remplir des réacteurs de 4e génération. En France, les systèmes étudiés dans ce cadre sont les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium et les réacteurs à sels fondus. Les réacteurs pilotés par accélérateur, s’inscrivant dans une stratégie d’incinération de déchets dans des systèmes dédiés, font également l’objet d’études depuis vingt ans.

Le programme de R&D français sur le Multirecyclage en REP (MRREP) est un cycle de transition préparant la fermeture du cycle avec le déploiement des Réacteurs à neutrons rapides (RNR). Il permettra de stabiliser les inventaires de combustibles usés et le plutonium dans les entreposages et d’augmenter significativement la part des matières recyclées utilisées dans les réacteurs français.

Comme la France, la Russie s’est depuis longtemps engagée dans la stratégie de fermeture du cycle du combustible nucléaire, dont l’un des éléments clés est le développement des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na).

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.

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

Dans le cadre de l’initiative « Generation IV », les conséquences d’un accident grave (AG) sur un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium (RNR-Na) doivent être étudiées. L’interaction entre le cœur chaud et le sodium liquide peut engendrer une explosion de vapeur qui pourrait créer une brèche dans le système primaire. Le sodium liquide contaminé pourrait être ainsi pulvérisé dans l’enceinte de confinement. Pour évaluer les conséquences d'une telle situation accidentelle en cas de perte du confinement, il faut au préalable pouvoir prévoir l'évolution de la quantité et de la spéciation chimique des radionucléides dans cette enceinte
In the context of the Generation IV initiative, the consequences of a severe-accident (SA) in a sodium-cooled fast reactor must be studied. A SFR (Sodium cooled Fast Reactor) severe accident involves the disruption of the core by super-criticality involving the destruction of a certain number of fuel assemblies. Subsequently the interaction between hot fuel and liquid sodium can lead to a vapor explosion which could create a breach in the primary system. Some contaminated liquid sodium would thus be ejected into the containment building. In this situation, the evaluation of potential releases to the environment (the source term) must forecast the quantity and the chemical speciation of the radiocontaminants likely to be released from the containment building

Dans le cadre de l’initiative « Generation IV », les conséquences d’un accident grave (AG) sur un Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au sodium (RNR-Na) doivent être étudiées. L’interaction entre le cœur chaud et le sodium liquide peut engendrer une explosion de vapeur qui pourrait créer une brèche dans le système primaire. Le sodium liquide contaminé pourrait être ainsi pulvérisé dans l’enceinte de confinement. Pour évaluer les conséquences d'une telle situation accidentelle en cas de perte du confinement, il faut au préalable pouvoir prévoir l'évolution de la quantité et de la spéciation chimique des radionucléides dans cette enceinte
In the context of the Generation IV initiative, the consequences of a severe-accident (SA) in a sodium-cooled fast reactor must be studied. A SFR (Sodium cooled Fast Reactor) severe accident involves the disruption of the core by super-criticality involving the destruction of a certain number of fuel assemblies. Subsequently the interaction between hot fuel and liquid sodium can lead to a vapor explosion which could create a breach in the primary system. Some contaminated liquid sodium would thus be ejected into the containment building. In this situation, the evaluation of potential releases to the environment (the source term) must forecast the quantity and the chemical speciation of the radiocontaminants likely to be released from the containment building

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 méthodologiques
This 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

L’analyse de sûreté des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium de Génération IV nécessite l'étude des conséquences d'un accident grave en cas de rejet dans l'environnement du sodium et des radionucléides qu'il transporte (terme source chimique et radiologique). Le terme source global dépend donc à la fois de la spéciation chimique des aérosols de sodium, issus de la combustion du sodium dans l'enceinte, et de leurs interactions avec les radionucléides. Au cours de cette thèse, les interactions entre le carbonate de sodium et les produits de fission gazeux iodés (I2 et HI) ont été étudiées aux échelles atomique et macroscopique, via une double approche théorique et expérimentale. Une expression analytique de l'isotherme d'adsorption a été développée. La stabilité relative des surfaces du carbonate de sodium a été déterminée par des calculs ab initio utilisant la théorie de la densité fonctionnelle. La réactivité de l'iode a été étudiée pour les surfaces les plus stables et les isothermes d'adsorption évaluées. En parallèle, la cinétique de capture de l'iode moléculaire par le carbonate de sodium a été déterminée expérimentalement pour différentes conditions. L'ensemble des résultats montrent une capture efficace de l'iode moléculaire par le carbonate de sodium à 373 K, variant selon la pression partielle d'iode et la surface du carbonate. Pour les conditions représentatives d'un accident grave, les sites d'adsorption de la surface de carbonate de sodium la plus favorable seront majoritairement vides ou doublement occupés selon la pression partielle d'iode moléculaire, conduisant à une pression d'équilibre inférieure à 2x10-4 bar à 373 K
The safety analysis of Generation IV sodium-cooled fast neutron reactors requires the study of the consequences of a severe accident in case of release into the environment of sodium and the radionuclides it carries (term chemical and radiological source). The global source term therefore depends on both the chemical speciation of sodium aerosols, resulting from the combustion of sodium in the containment, and their interactions with radionuclides. During this thesis, the interactions between sodium carbonate and iodinated gaseous fission products (I2 and HI) were studied at the atomic and macroscopic scales, via a combined theoretical and experimental approach. An analytical expression of the adsorption isotherm has been developed. The relative stability of the sodium carbonate surfaces was determined by ab initio calculations using density functional theory. The reactivity of iodine has been studied for the most stable surfaces and the adsorption isotherms evaluated. In parallel, the kinetics of capture of molecular iodine by sodium carbonate has been determined experimentally for different boundary conditions.The results show an effective capture of the molecular iodine by sodium carbonate at 373 K, varying according to the partial pressure of iodine and the surface of the carbonate sorbent. For the representative conditions of a severe accident, the adsorption sites of the most favorable sodium carbonate surfaces will be mostly bare or doubly occupied depending on the partial pressure of molecular iodine; leading to an equilibrium pressure of less than 2x10-4 bar at 373 K

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

La decontamination des composants de reacteurs a neutrons rapides en vue de requalification doit reduire le niveau de radioactivite, afin d'autoriser une intervention humaine directe permettant d'effectuer les operations de maintenance. Ce traitement consiste a dissoudre par voie chimique les depots residuels contenant les elements radioactifs, ainsi qu'une couche d'acier dans laquelle ils ont pu diffuser. L'optimisation du procede de decontamination existant a pour objectif de minimiser la teneur en acide phosphorique mise en jeu car son utilisation est penalisante dans le traitement des effluents (rejet de phosphates) ; l'efficacite du traitement doit par ailleurs etre maximale, sans engendrer de corrosion localisee a un stade n'autorisant pas la requalification des materiaux traites. Le comportement des produits de corrosion dans le circuit primaire a l'exterieur du cur est etudie. Les depots sont caracterises par analyses de surfaces. Les profils de diffusion des principaux radiocontaminants (#5#4mn et #6#0co) sont etablis pour differentes temperatures de sejour en sodium primaire. La relation entre efficacite de decontamination et epaisseur de materiau dissoute est ainsi determinee quantitativement. Grace aux outils proposes par la methodologie de la recherche experimentale, un procede optimum est defini pour l'acier inoxydable austenitique de type 316l: il ne contient plus d'acide phosphorique, son efficacite de decontamination est superieure a 93%, independamment de la temperature de sejour en sodium primaire, et son innocuite est verifiee sur echantillons sensibilises a la corrosion intergranulaire, sous contrainte mecanique. L'ideal pour l'exploitant de centrales etant de disposer d'un procede unique, une etude est abordee sur les autres materiaux constitutifs des composants. Ses resultats encouragent a poursuivre les recherches vers la generalisation du traitement optimal a tous les materiaux

Le systeme europeen de codes de neutronique, eranos, destine au calcul des curs a neutrons rapides a integre les progres realises durant ces dernieres annees, aussi bien au niveau des donnees de base, avec l'utilisation d'eralib1, bibliotheque ajustee a partir des evaluations recentes de jef2. 2, que des codes de calcul, avec l'integration du nouveau code de reseau ecco et du code de calcul spatial, tgv/variant. Ce code deterministe, base sur des methodes nodales variationnelles, offre la possibilite d'effectuer, pour la premiere fois, des calculs dans la theorie du transport sur des grands curs de reacteur dans une geometrie a 3 dimensions. Notre travail a consiste a regrouper au sein d'une chaine de calcul ces nouveaux outils afin d'en faire un outil d'etude de reacteurs a spectre rapide offrant un bon compromis entre precision et temps d'obtention des resultats. Le schema de calcul a ete defini et valide. Il s'appuie principalement sur ces nouveautes et integre en plus, une procedure specifique d'homogeneisation en reactivite pour traiter les effet importants d'heterogeneite des barres de commande. Il a ensuite ete qualifie sur des experiences realisees en reacteur, en particulier celles realisees a super-phenix durant les grandes campagnes d'essais effectuees a son demarrage, et a phenix. Les comparaisons calcul/experience sur les parametres neutroniques du cur ont mis en evidence les avancees significatives qu'apporte ce nouveau schema par rapport a l'ancien. Les ecarts sont tres satisfaisants sur des parametres comme la masse critique, le poids en reactivite des absorbants et la distribution de la puissance par assemblage dans le cur. Concernant ce parametre, les ecarts observes avec l'ancien schema ont ete diminues mais une etude detaillee a permis de comprendre comment les effets de methodes mais surtout ceux des donnees de base peuvent influencer la forme radiale de la nappe de puissance.

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