Tesi: "Réacteurs à neutrons rapides – Accidents"

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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.

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Abstract (sommario):

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

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Abstract (sommario):

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

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Mathe, Emmanuel. "Comportement des radiocontaminants dans les confinements d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium en situation accidentelle". Electronic Thesis or Diss., Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10102.

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Abstract (sommario):

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

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Mathe, Emmanuel. "Comportement des radiocontaminants dans les confinements d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium en situation accidentelle". Thesis, Lille 1, 2014. http://www.theses.fr/2014LIL10102/document.

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Abstract (sommario):

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

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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.

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Abstract (sommario):

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

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Jadon, Ankita. "Interactions between sodium carbonate aerosols and iodine fission-products". Electronic Thesis or Diss., Université de Lille (2018-2021), 2018. http://www.theses.fr/2018LILUR021.

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Abstract (sommario):

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

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

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Abstract (sommario):

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

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Lacourcelle, Claire. "Optimisation du procédé de décontamination des composants de réacteurs à neutrons rapides". Aix-Marseille 3, 1994. http://www.theses.fr/1994AIX30065.

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Abstract (sommario):

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

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Czernecki, Sébastien. "Avancées dans le calcul neutronique des réacteurs à neutrons rapides : démonstration sur le réacteur Super-Phénix". Aix-Marseille 1, 1998. http://www.theses.fr/1998AIX11066.

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Abstract (sommario):

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.

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

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Abstract (sommario):

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

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Dancre, Mathieu. "Analyse d'images tridimensionnelles ultrasonores pour l'inspection en service des réacteurs à neutrons rapides". Aix-Marseille 2, 1999. http://www.theses.fr/1999AIX22068.

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Abstract (sommario):

L'analyse d'images tridimensionnelles constitue un ensemble de methodes d'extraction intelligente de l'information pour visualiser ou reconnaitre des objets dans un volume numerique, ou encore pour diagnostiquer l'etat de ces objets. Dans ce domaine de recherche, nous nous interessons aux aspects algorithmiques et methodologiques pour extraire une information visuelle de surface contenue dans des volumes numeriques ultrasonores. L'objectif est d'aider un operateur non acousticien, eventuellement le systeme lui-meme, a inspecter les surfaces des structures internes de cuves de reacteurs a neutrons rapides (rnr) immergees dans du metal liquide. Nous presentons tout d'abord un etat de l'art sur la visualisation de volumes numeriques ultrasonores, les methodes d'analyse de bruit, la modelisation geometrique pour l'analyse surfacique et la mise en correspondance de courbes et de surfaces. Ces quatre points sont ensuite agences dans une methodologie globale d'analyse qui comprend une analyse acoustique (reconnaissance d'echos), une analyse d'objets (reconnaissance et reconstruction d'objets) et une analyse de surfaces (detection de defauts de surfaces). La reconnaissance d'echos par analyse d'images est un probleme peu traite dans la litterature. En la matiere, nous proposons une methodologie originale d'analyse generalisable aux images contenant a la fois du bruit structure et non structure. Elle se traduit techniquement sur notre probleme par une approche cooperative morphologie mathematique/contours actifs, avec au prealable un travail de binarisation des volumes numeriques selon des criteres de maximum d'entropie.

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Angeli, Pierre-Emmanuel. "Simulation multi-résolution/multi-échellesde la thermohydraulique des assemblages de réacteurs à neutrons rapides". Phd thesis, Ecole Centrale Paris, 2011. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00678241.

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Abstract (sommario):

Ce travail de thèse poursuit l'objectif d'une simulation numérique multiéchelle d'un assemblage de réacteur à neutrons rapides. Malgré la puissance croissante des ordinateurs, la CFD fine complète d'un tel système demeure extrêmement coûteuse dans un contexte de recherche et développement. Nous proposons alors, une fois déterminé le comportement thermohydraulique moyen de l'assemblage, de reconstruire localement l'information aux fines échelles, l'ensemble de la démarche requérant un temps de calcul bien moindre qu'une simulation de la totalité de la structure. La description à l'échelle moyenne est obtenue soit par le formalisme de prise de moyenne volumique en milieu poreux, soit via une approche alternative historiquement développée pour les assemblages de RNR-Na. Elle fournit des informations utilisées comme contraintes d'un sous-problème de raffinement d'échelle, par l'intermédiaire d'une technique de pénalisation des équations de conservation locales. Ce sous-problème exploite le caractère périodique de la structure en s'appuyant sur des conditions aux limites de périodicité des champs recherchés ou de leur déviation spatiale. Après validation des méthodologies sur des applications modèles, nous entreprenons leur mise en oeuvre sur des configurations " industrielles " qui démontrent la viabilité de cette approche multiéchelle.

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Messaoudi, Nadia. "Etude d'un réacteur à neutrons rapides (RNR) dédié à l'incinération des actinides mineurs". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11011.

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Abstract (sommario):

La gestion des dechets nucleaires radioactifs a vie longue, tels que les actinides mineurs et certains produits de fission, est un objectif strategique majeur pour le devenir de l'electronucleaire. L'opinion publique est de plus en plus reticente vis-a-vis de ce probleme. La france explore plusieurs voies de recherche pour la gestion de ces dechets dans le cadre de la loi votee en decembre 1991: procedes de separation chimique, stockage en profondeur, transmutation en reacteur ou dans des dispositifs innovants. S'inscrivant dans ce contexte, ce memoire propose un moyen de gerer les actinides mineurs en les recyclant dans un reacteur a neutrons rapides de grande taille (1500mwe) specialement consacre a leur transmutation. Ce cur est charge massivement en actinides mineurs de maniere homogene. Pour retablir une reactivite de vidange et un effet doppler acceptables, on remplace le support #2#3#8u par d'autres noyaux aux resonances de capture bien placees en energie: le tungstene naturel ou le technetium #9#9tc, qui est un produit de fission a vie longue que l'on peut ainsi avantageusement transmuter avec les actinides mineurs. Enfin, un moderateur hydrogene est place dans le cur, separe du combustible, afin d'ameliorer encore les coefficients de reactivite. Les performances de transmutation d'un tel cur sont d'environ 70 kg/twhe de plutonium, 30 a 35 kg/twhe d'actinides mineurs, soit un total de 100 kg/twhe de transuraniens, et enfin d'environ 14 kg/twhe de #9#9tc lorsqu'il est present dans le cur. L'activite des assemblages de ce cur, en termes de sources d'alpha, de beta, de gamma et de neutrons, de puissance residuelle et de debit de dose, a ete examinee en la comparant a celle d'un assemblage standard de reacteurs a neutrons rapides. Enfin, un scenario de transmutation dans un parc nucleaire contenant des reacteurs a eau sous pression (de type n4) et des reacteurs a neutrons rapides incinerateurs a ete etudie pour definir la proportion de reacteurs incinerateurs dans le parc et la reduction de la radiotoxicite des dechets par rapport a un cycle ouvert

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Brizi, Julie. "Cycles uranium et thorium en réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium : Aspects neutroniques et déchets associés". Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2010. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00545616.

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Abstract (sommario):

Les réacteurs `a neutrons rapides refroidis au sodium `a cycle uranium 238/plutonium 239, dont la faisabilité technique a déj`a ´et´e ´eprouv´ee, permettent de s'affranchir du prob- lème des ressources d'uranium naturel en r´ealisant la r´eg´en´eration de l'´elément fissile du combustible. En outre, une gestion des déchets visant `a réduire la production et la ra- diotoxicité des actinides mineurs produits par le réacteur peut ˆetre mise en oeuvre en transmutant les AM en coeur (transmutation homog`ene). Une autre alternative pour min- imiser les d´echets est l'utilisation d'un autre couple fertile-fissile : le thorium 232 et l'ura- nium 233 (Th/U). La comparaison des deux cycles est men´ee sur les aspects neutroniques et la sˆuret´e et sur la production de d´echets, en utilisant un Monte Carlo ´evoluant. Con- cernant la radiotoxicit´e des d´echets, mˆeme si on ne d´egage pas v´eritablement d'avantages clairs pour un cycle ou l'autre, le cycle Th/U r´eduit la radiotoxicit´e durant les p´eriodes o`u elle est la plus ´elev´ee. La transmutation homog`ene r´eduit significativement, pour les deux cycles, la radiotoxicit´e des d´echets, de facteurs variables selon la p´eriode de temps consid- ´er´e. Toutefois, elle se fait au d´etriment d'une augmentation importante de l'inventaire des AM dans le coeur. Si l'on consid`ere la fin de jeu, l'inventaire du coeur du r´eacteur devient alors un d´echet. Le gain apport´e par la transmutation, en prenant en compte `a la fois la radiotoxicit´e du coeur et des d´echets cumul´es, sera quantifi´e, et montre que la transmuta- tion n'offre pas de gain consid´erable si l'incin´eration des ´el´ements fissiles principaux (Pu ou U selon le cycle) n'est pas mise en oeuvre lors de l'arrˆet de la fili`ere.

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Privas, Edwin. "Contribution à l’évaluation des incertitudes sur les sections efficaces neutroniques, pour les réacteurs à neutrons rapides". Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2015. http://www.theses.fr/2015GREAI109/document.

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Abstract (sommario):

La thèse a essentiellement été motivée par la volonté croissante de maîtriser les incertitudes des données nucléaires, pour des raisons de sûreté nucléaire. Elle vise en particulier les sections efficaces indispensables aux calculs neutroniques des réacteurs rapides au sodium de Génération IV (RNR-Na), et les moyens permettant de les évaluer.Le principal objectif de la thèse est de fournir et montrer l’intérêt de nouveaux outils permettant de réaliser des évaluations cohérentes, avec des incertitudes maîtrisées et fiables. Pour répondre aux attentes, différentes méthodes ont été implémentées dans le cadre du code CONRAD, développé au CEA de Cadarache, au Département d’Étude des Réacteurs.Après l’état des lieux et la présentation des différents éléments nécessaires pour effectuer une évaluation, il est présenté des résolutions stochastiques de l’inférence Bayésienne. Elles permettent de fournir d’une part, des informations supplémentaires à l’évaluateur par rapport à la résolution analytique et d’autre part, de valider cette dernière. Les algorithmes ont été testés avec succès à travers plusieurs cas, malgré des temps de calcul plus longs faute aux méthodes de type Monte Carlo.Ensuite, ce travail a rendu possible, dans CONRAD, de prendre en compte des contraintes dites microscopiques. Elles sont définies par l’ajout ou le traitement d’informations additionnelles par rapport à l’évaluation traditionnelle. Il a été développé un algorithme basé sur le formalisme des multiplicateurs de Lagrange pour résoudre les problèmes de continuité entre deux domaines en énergies traitées par deux théories différentes. De plus, d’autres approches sont présentées, avec notamment l’utilisation de la marginalisation, permettant soit de compléter une évaluation existante en ajoutant des matrices de covariance, soit de considérer une incertitude systématique pour une expérience décrite par deux théories. Le bon fonctionnement des différentes méthodes implémentées est illustré par des exemples, dont celui de la section efficace totale de l’238U.Enfin, les dernières parties de la thèse se focalisent sur le retour des expériences intégrales, par méthodes d’assimilation de données intégrales. Cela permet de réduire les incertitudes sur les sections efficaces d’intérêt pour les réacteurs rapides. Ce document se clôt par la présentation de quelques résultats clefs sur les sections efficaces de l’238U et du 239Pu, avec la considération d’expériences comme PROFIL et PROFIL-2 dans Phénix ou encore Jezebel
The thesis has been motivated by a wish to increase the uncertainty knowledge on nuclear data, for safety criteria. It aims the cross sections required by core calculation for sodium fast reactors (SFR), and new tools to evaluate its.The main objective of this work is to provide new tools in order to create coherent evaluated files, with reliable and mastered uncertainties. To answer those problematic, several methods have been implemented within the CONRAD code, which is developed at CEA of Cadarache.After a summary of all the elements required to understand the evaluation world, stochastic methods are presented in order to solve the Bayesian inference. They give the evaluator more information about probability density and they also can be used as validation tools. The algorithms have been successfully tested, despite long calculation time.Then, microscopic constraints have been implemented in CONRAD. They are defined as new information that should be taken into account during the evaluation process. An algorithm has been developed in order to solve, for example, continuity issues between two energy domains, with the Lagrange multiplier formalism. Another method is given by using a marginalization procedure, in order to either complete an existing evaluation with new covariance or add systematic uncertainty on an experiment described by two theories. The algorithms are well performed along examples, such the 238U total cross section.The last parts focus on the integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on cross sections. This work ends with uncertainty reduction on key nuclear reactions, such the capture and fission cross sections of 238U and 239Pu, thanks to PROFIL and PROFIL-2 experiments in Phénix and the Jezebel benchmark

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Khamakhem, Wassim. "Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération : impact des données nucléaires sur leur performance". Paris 11, 2010. http://www.theses.fr/2010PA112173.

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Abstract (sommario):

L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension des variations des caractéristiques neutroniques de cœurs de réacteurs de 4ème génération (RNR-Na et RNR-G) au cours de l'évolution du combustible. Les caractéristiques neutroniques d'intérêt sont bien sûr la perte de réactivité au cours du cycle et le gain de régénération mais aussi l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. L'évolution du combustible conduit à une dégradation des paramètres de sûreté des cœurs. L'étude de ces variations et de leurs incertitudes associées contribue à justifier la conception des réacteurs de 4ème génération telle qu'envisagée dans ses derniers développements. Les cœurs des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) et à caloporteur hélium (RNR-He) sont maintenant redimensionnés afin de respecter les critères de conception des réacteurs de quatrième génération qui sont: l'économie des ressources, l'amélioration de la sûreté et de la fiabilité, la résistance à la prolifération et la protection physique. Les images de ces cœurs ont des caractéristiques neutroniques innovantes par rapport à celles du cœur EFR qui fût dimension né dans la continuité de Phénix et de Super Phénix. Les récentes études du CEA ont conduit à un RNR-Na de 3600 MWth à combustible oxyde, appelé SFR, et à un RNR-He de 2400 MWth à combustible carbure, appelé GFR. La conception de ces cœurs doit atteindre un équilibre entre les phénomènes physiques antagonistes que sont un gain de régénération positif et une sûreté accrue traduite comme un effet de vidange sodium réduit (SFR) ou un effet de dépressurisation hélium faible (GFR). Des études ont été réalisées sur des cœurs SFR avec des combustibles de nature différente: carbure (provenant du GFR) ou métal. Les images préliminaires obtenues sont caractérisées par des densités de puissance élevées et de forts gains de régénération, avec un maximum atteint égal à 0,17. La première étape dans le développement des GFR concerne un réacteur expérimental de puissance réduite appelé ALLEGRO démonstrateur technolgique de la filière, ses caractéristiques spécifiques ont également été étudiées. Pour étudier les paramètres neutroniques des cœurs, on dispose d'analyses basées sur les méthodes de sensibilité du code de calcul déterministe ERANOS (système de codes de calcul neutronique). Ces méthodes sont disponibles en statique sans possibilité de prise en compte de l'évolution du combustible. Afin de pallier à cette insuffisance, la première partie de la thèse a consisté à développer des méthodes de calcul de sensibilité en évolution ayant la particularité de coupler l'équation de Boltzmann avec l'équation de Bateman et permettant une compréhension approfondie de l'impact de l'évolution du combustible sur les caractéristiques des cœurs. Les méthodes développées permettent maintenant de calculer la sensibilité des concentrations des actinides mineurs et des produits de fission, et des autres grandeurs neutroniques d'intérêt telles le gain de régénération, l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. Afin d'illustrer l'application de ces sensibilités en évolution, les calculs d'incertitudes des caractéristiques neutroniques des cœurs en évolution ont été réalisés à l'aide d'un ensemble de matrices de variance covariance appelée BOLNA. Les calculs d'incertitudes mettent en lumière la contribution de chaque nucléide aux grandeurs neutroniques des divers cœurs envisagés. Des études poussées concernant les données nucléaires du sodium (ENDFB-VII, JEFF-3. 1, JENDL-3. 3) ont permis de mettre en évidence la difficulté de produire des données nucléaires suffisamment précises et leurs matrices de variance covariance associées. Bien que la faisabilité de ces cœurs ne soit pas remise en question, il apparaît évident que leur performance nécessitera des expériences intégrales confirmant les données nucléaires et réduisant les incertitudes associées. Enfin, on utilise les méthodes de sensibilité pour expliquer les évolutions particulières et parfois divergentes des grandeurs intégrales comme l'effet de vidange ou l'effet Doppler au cours de l'évolution dans les cœurs GFR et ALLEGRO. La raison vient de la différence de taille des deux cœurs mais également des différents matériaux de structure utilisés. Pour le SFR, la répartition de l'effet de vidange sur les zones du coeur est analysée et comparée à celle de la nappe de puissance et in fine rapportée au gain de régénération. Il s'avère que la conception de coeur SFR avec un gain de régénération interne plutôt plat, a comme conséquence, un effet vide plutôt plat qui est un autre aspect positif de la conception de ce cœur. On conclut sur les avantages issus des derniers dessins de cœurs de réacteurs ainsi que sur leur degré de performance du point de vue de la robustesse des outils de calcul très dépendants, en premier lieu, de la connaissance des données nucléaires
The objective of this PhD topic is to contribute to the understanding of the variations of the core neutronic characteristics of the 4th generation reactors (Sodium Cooled Fast Reactors (SFR) and Gas Cooled Fast Reactors (GFR)) during fuel depletion. The neutron characteristics of interest are of course the burn up reactivity swing and the breeding gain but also the Doppler effect and the coolant void effect. Fuel depletion leads to a degradation of the core safety parameters. The study of these variations and their associated uncertainties contributes to justify 4th generation reactor core designs as envisaged in their last developments. These last developments concerned Sodium Cooled Fast Reactors (SFR) and Gas Cooled Fast Reactors (GFR) which were reshaped in order to meet Generation IV goals on economics, safety and reliability, sustainability and proliferation resistance. They exhibit very innovative characteristics compared to the European Fast Reactor (EFR) whose design was very much in line with those of Phenix and Super Phenix. Recent CEA studies had led to large 3600 MWth SFR cores using oxide fuel and to large 2400 MWth GFR cores using carbide fuel. Since the designs have to balance between positive breeding gain and safety characteristics such as rather low void reactivity effects (SFR) or rather sm ail core pressure drop (GFR), scoping studies for breakthrough SFR cores were performed using dense fuels either carbide (already taken as a reference for the GFR core) or metal. These preliminary breakthrough SFR images are characterized by high power density and highly positive breeding gain (Breeding Gain = 0. 17). As a first step towards the development of GFR plants, a low power experimental GFR called ALLEGRO is being envisaged and has been studied for its peculiar characteristics. To study the main neutronic characteristics of these cores, one can use analyses based on the sensitivity methods of the deterministic computer code ERANOS (neutronic code system). These methods are available in statics without the possibility of taking into account fuel depletion. Ln order to mitigate this insufficiency, a subsequent part of the thesis consisted in developing the depletion perturbation theory which requires to couple Boltzmann and Bateman equations and allows a more precise understanding of the behaviour of the previous cores. The method is now able to calculate the sensitivity of the actinides and fission products concentrations and of neutron characteristics of interest such as breeding gain, Doppler reactivity effect and the coolant void reactivity coefficient effect. Ln order to illustrate these sensitivity developments, uncertainties of the neutron characteristics have been calculated using a preliminary variance covariance matrix called BOLNA. The uncertainty analyses highlight the contribution of each isotope to the neutron characteristics of the various core designs. This determination has given relatively small uncertainty variations with burn up when possible modifications of nuclear data are applied. The in-depth study performed on sodium nuclear data evaluations (ENDFB-VII, JEFF-3. 1, JENDL-3. 3) highlight the difficulty of creating accurate enough nuclear data and their associated covariance matrix. It appears hence that although the feasibility of these core designs are not questioned (relatively optimistic values being calculated are within the target value of 700 pcm for the reactivity swing and 7% for the reactivity coefficient), their performance will require integral experiments both to confirm what has been evaluated with nuclear data covariance matrices and to reduce nuclear data uncertainties. Lastly, the sensitivity methods are used to explain the peculiar behaviour of integral characteristics Iike the void effect or the Doppler effect with depletion in the GFR and ALLEGRO cores. One reason was track back to the difference in size of the two cores but also to the different structural materials being used. Furthermore, the building up of Pu239 fission products and the change in Pu239 and Pu241 isotopes being different induce divergent behaviour of both Doppler with time. For the SFR, the distribution of the void effect in the various core zones which present different fuel depletion histories is finally analyzed to be compared to that of the power distribution and finally to that of the breeding gain. It appears that the SFR core design with a rather flat internai breeding gain has, as a consequence, a rather flat void effect which is another nice feature. One concludes on the advantages resulting from the last core designs as weil as their degree of performance from the view point of computational tools very dependent at first on the nuclear data knowledge

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Pilarski, Stevan. "Etude du potentiel de concepts innovants de réacteurs à neutrons rapides (RNR) vis-à-vis des exigences du développement durable". Paris 11, 2008. http://www.theses.fr/2008PA112287.

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Abstract (sommario):

Ce travail de thèse montre l’intérêt de différentes options de RNR innovants refroidis par métal liquide (Pb, Pb-Li7, Pb-Mg) relativement aux exigences des réacteurs de « quatrième génération », tels que définis dans le cadre du forum international Generation IV, l’accent étant mis sur la sûreté, en particulier sur deux aspects : le premier est le problème de l’effet de vidange inhérent aux RNR, le second concerne le comportement du réacteur lors de transitoires non protégés. Le potentiel de ces caloporteurs innovants est examiné à travers leur emploi dans un concept similaire au projet russe BREST-300. Nous avons considéré deux options concernant le combustible, à savoir l’oxyde, technologie mature, et le nitrure, combustible dense innovant. Cette étude à puissance réduite est complétée par la recherche de cœurs de taille industrielle. Un concept similaire au réacteur SFR (Sodium Fast Reactor) sert de point de référence représentatif de l’état de l’art. Le prédimensionnement de ces concepts, sous-tendu par des études paramétriques couvrant les options principales concernant la géométrie du cœur, prend en compte les aspects neutroniques et thermohydrauliques à l’équilibre. Nous proposons en outre une approche systématique d’évaluation de la tolérance aux principaux types d’accidents (perte de débit primaire, insertion de réactivité, perte de source froide, sur-refroidissement), reposant sur la méthode du bilan de réactivité quasi-statique, utilisée conjointement avec un code de dynamique. En complément de ces études en cycle U-Pu, nous montrons l’intérêt du cycle Th-U comme moyen efficace de réduction de l’effet de vidange appliqué à ces concepts innovants de RNR
This thesis investigates innovative fast reactors (FRs) and the possibility of using different liquid-metal coolants (Pb, Pb-Li7, Pb-Mg). The comparison is made for the requirements of “fourth generation” reactors, as defined in the framework of the Generation IV international forum, and in particular reactor safety. More specifically, two important safety criteria are studied in detail: the issue of the void reactivity effect, which is an inherent drawback of FRs; and the behaviour of the reactor during unprotected transients. The potential of these innovative coolants is investigated through simulations of their use in a concept similar to the Russian project BREST-300. Two options were considered for the fuel: an oxide fuel, which is a mature technology, and an innovative, denser, nitride fuel. A study at low power was complemented by investigations of industrial size cores. A concept similar to the SFR reactor (Sodium Fast Reactor) is taken as the state-of-the-art reference point. These concepts were initially dimensioned using parametric studies covering the main core geometry options, taking into account both neutronics and thermal-hydraulics aspects in steady-state conditions. Furthermore, we propose a systematic approach for evaluating the tolerance to the main accident types (loss of primary flow, transient over-power, loss of heat sink, and over-cooling) based on a quasi-static reactivity approach complemented by the use of a dynamics code. In addition to these studies based on the U-Pu fuel cycle, we show the advantage of using the Th-U fuel cycle as an effective way of reducing the void effect for these innovative FR concepts

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

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Lefevre, Emmanuel. "Mise au point et validation d'un nouveau formulaire adapté au calcul des protections neutroniques des réacteurs à neutrons rapides". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11055.

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Abstract (sommario):

Le formulaire de calcul neutronique eranos des reacteurs a neutrons rapides est developpe au cea pour les calculs de cur et de protection. Il s'appuie sur les donnees nucleaires evaluees jef2 et les modules de calcul de cellules ecco et de transport bistro et variant. Cette these traite de la definition et de la validation d'une route de calcul des protections neutroniques au sein de ce formulaire. Dans ce but, on etudie les differents phenomenes physiques a prendre en compte et on choisit les algorithmes permettant leur description. Une methode originale de calcul de l'autoprotection est ainsi developpee pour le traitement des phenomenes de fenetres (propagation des neutrons dans les creux de resonance). On definit un schema de calcul standard dont chaque option (decoupage energetique, autoprotection, traitement du ralentissement, anisotropie du choc et du flux, maillage spatial) est validee par des calculs etalons. La qualification du formulaire est obtenue par l'interpretation d'experiences aspis et janus realisees a winfrith sur des maquettes representatives de protections. Une methode de calcul de l'autoprotection des detecteurs a activation et de la perturbation locale du flux engendree par leur presence est developpee. Les ecarts entre valeurs calculees et valeurs mesurees sont faibles compte tenu des incertitudes experimentales et des incertitudes sur la valeur des sections efficaces d'activation. Un calcul de l'activation du sodium du circuit secondaire de superphenix dans sa configuration initiale est effectue. La valeur obtenue, tres proche de la valeur mesuree, confirme les excellentes performances du formulaire

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Tran, Van De. "Contribution au remplacement des revêtements durs par traitement de surface non conventionnel dans les réacteurs à neutrons rapides". Thesis, Châtenay-Malabry, Ecole centrale de Paris, 2014. http://www.theses.fr/2014ECAP0063/document.

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Abstract (sommario):

Cette thèse contribue au remplacement du revêtement de Stellite 6 utilisé aux zones de frottement dans le circuit primaire du réacteur à neutron rapide. Elle comprend trois parties : 1) Une étude bibliographique afin de présider au choix des matériaux de remplacement et du procédé de dépôt. 2) Une étude paramétrique en vue d’obtenir des dépôts sains (bonne adhésion avec le substrat, peu de porosité, absence de fissure, dilution faible). 3) Une étude du comportement tribologique des dépôts réalisée pour deux valeurs de température. Ces essais tribologique ont été réalisés sous atmosphère inerte afin d’évaluer la résistance à l’usure des matériaux choisis sans l’influence d’une éventuelle couche d’oxydation. De l’étude bibliographique il ressort les choix suivants mis en oeuvre dans notre étude : * le procédé projection laser qui présente des avantages tels que :- Bonne adhésion (métallurgique)- Vitesse de refroidissement élevée- Taux de dilution faible- Large plage paramétrique *deux alliages base nickel : le Colmonoy-52 et le Tribaloy-700. Ces alliages présentent un bon comportement tribologique à sec et sont déposables par laser.Pour la partie obtention d’un dépôt sain, tout d’abord nous avons caractérisé la poudre métallique. Ensuite, une recherche paramétrique a été conduite afin de disposer d’un jeu de paramètres qui permette d’obtenir un dépôt sain de Stellite 6 (référence), de Colmonoy-52 et de Tribaloy-700. A cette occasion, les relations entre trois paramètres principaux du procédé de projection laser (puissance du faisceau laser, vitesse de balayage de la surface, débit de poudre) ont été investigués en relation avec la microstructure et la composition chimique finale du dépôt.Lors de l’étude tribologique, un tribomètre de type pion-disque a été utilisé et les essais de frottement ont été réalisés sous atmosphère d’argon, à température ambiante et à 200°C. Les mécanismes d’usure ont été identifiés pour les 3 matériaux et leur contre pièce (bille en AISI 316L). Les volumes usés ont quant à eux été analysés en fonction de la charge appliquée et l’effet de la température
This thesis contributes to the replacement of the coating of Stellite 6 which is used in friction areas for the primary circuit of the reactor fast neutron.It contains three parts:1) A literature review for selecting the materials and the deposition process2) A parametric study to get healthy deposits (good adhesion with the substrate, little porosity, no cracks, low dilution)3) A study wear behavior of deposits obtained, at high temperature (200°C) under an atmosphere inert gas, to determine the wear resistance of materials selected without the influence of an eventual oxidation layer.From the literature review, it appears the following choices implemented in our study : * the method laser cladding with advantages such as: - Good adhesion (metallurgical) - High cooling speed - Low dilution rate - Wide parametric range * two nickel-based alloys: Colmonoy-52 and Tribaloy-700. These alloys have good dry wear behavior and could be deposited by the laser. In the manufacturing part of the healthy deposit, firstly, we characterized the metal powder. Then, a parametric study was performed to look for a good parametric range that makes us getting a healthy deposit of Stellite 6 (reference) of Colmonoy-52 and Tribaloy-700. In this case, relationships among three main process parameters laser cladding (laser beam power, surface scanning speed, rate of powder) with the microstructure and chemical composition of the deposit are studied. In study the wear behavior, a pin-on-disc type of tribological was used and tests were carried out in argon at room temperature and 200°C. We investigated the wear mechanism of the best deposition of Stellite 6, Colmonoy-52 and Tribaloy-700. The wear resistance of these materials were thourghly compared

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

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Abstract (sommario):

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

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Na, Byung Chan. "Etude de conception neutronique des coeurs de RNR [Réacteurs à Neutrons Rapides] visant à améliorer leur potentiel de sureté". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11085.

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Temmar, Mourad. "Simulation multiphysique du phénomène de rattrapage du jeu pastille-gaine dans les aiguilles combustibles des réacteurs à neutrons rapides". Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0611.

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Abstract (sommario):

L'objectif de cette thèse est d’améliorer la modélisation des phénomènes responsables du rattrapage du jeu séparant initialement le combustible de la gaine qui l’entoure. Une simulation réaliste du phénomène de rattrapage de jeu permet de mieux évaluer la température du combustible, grandeur cruciale pour garantir le respect du critère de non-fusion du combustible. Dans un premier temps, les phénomènes responsables du rattrapage du jeu combustible-gaine sont identifiés. La réduction de taille du jeu combustible-gaine semble être liée principalement à deux phénomènes: la fragmentation du combustible et la migration des porosités. À l’aide de simulations, l’impact de ces deux phénomènes a pu être représenté. Dans un deuxième temps, une formulation 1D permettant de représenter ces deux phénomènes est proposée. Le rattrapage du jeu combustible-gaine est simulé à l’aide d’une déformation anélastique et la migration des porosités est représentée par l’équation d’advection. Cette formulation est ensuite implémentée dans le schéma de calcul multi-physique du code de calcul 1D RNR GERMINAL. Grâce à ces nouveaux développements, la température du combustible obtenue est en meilleure adéquation avec les résultats expérimentaux. Dans notre modélisation 1D, nous avons fait l’hypothèse que la vitesse de migration des porosités fermées et ouvertes était identique. Or dans la littérature, seule la vitesse de migration des porosités fermées a été évaluée. Notre hypothèse reste donc à être validée. Une contribution à cette validation est proposée avec une analyse 2D des mécanismes de transfert par évaporation condensation au voisinage des surfaces libres créées par les fissures
The aim of this thesis is to improve the comprehension and modeling the phenomena responsible of the closure of the gap, separating initially the fuel from its surrounding cladding. A realistic simulation of the gap closure phenomenon leads to a better evaluation of the fuel temperature, which is of the first importance to meet the fuel non-fusion criterion requirement. Firstly, phenomena responsible of the fuel-to-cladding gap closure are identified. The size reduction of the fuel-to-cladding gap seems to be mainly related to two phenomena. The first one, is the effect of fuel fragmentation. The second one is related to the migration phenomenon of porosities. Thanks to 3D simulations, the impact of these two phenomena is represented. In a second step, a 1D formulation derived from 3D simulations is proposed. This formulation includes the two identified phenomena. The fuel-to-cladding gap closure is simulated by an inelastic strain called relocation strain while the porosities migration is modeled through an advection equation. This formulation is then implemented in the multiphysics computation scheme of the GERMINAL SFR 1D software. Thanks to these new developments, the fuel temperature obtained is in better agreement with the experimental results. In our 1D modeling, we have assumed that the migration velocities of the closed and open porosities are the same. However in the literature, only the closed porosity migration velocity has been evaluated. Our hypothesis therefore remains to be validated. A contribution to this validation is proposed with a 2D analysis of the evaporation condensation transfer mechanism near the free surfaces created by cracks

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Benoit, Jean-Christophe. "Développement d'un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides". Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-01064275.

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Abstract (sommario):

Ce travail de thèse s'inscrit dans le domaine de l'énergie nucléaire, de l'aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l'un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l'estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s'est déroulée en trois temps.La première étape a permis de limiter le nombre de paramètres intervenant dans le calcul de la puissance résiduelle. Pour cela, un essai de puissance résiduelle sur le réacteur PHENIX (PUIREX 2008) a été interprété de façon à valider expérimentalement le formulaire d'évolution DARWIN pour les RNR et à quantifier les termes sources de la puissance résiduelle.La deuxième étape a eu pour but de développer un code de propagation des incertitudes : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). Une méthode de propagation déterministe a été retenue car elle permet des calculs rapides et fiables. Les hypothèses de linéarité et de normalité qu'elle entraîne ont été validées théoriquement. Le code a également été comparé avec succès à un code stochastique sur l'exemple de la fission élémentaire thermique de l'235U.La dernière partie a été une application du code sur des expériences de puissance résiduelle d'un réacteur, de bilan matière d'une aiguille combustible et d'une fission élémentaire de l'235U. Le code a démontré des possibilités de retour d'expériences sur les données nucléaires impactant l'incertitude de cette problématique.Deux résultats principaux ont été mis en évidence. Tout d'abord, les hypothèses simplificatrices des codes déterministes sont compatibles avec un calcul précis de l'incertitude de la puissance résiduelle. Ensuite, la méthode développée est intrusive et permet un retour d'expérience sur les données nucléaires des expériences du cycle. En particulier, ce travail a montré qu'il est déterminant de mesurer précisément les rendements de fission indépendants et de déterminer leurs matrices de covariances afin d'améliorer la précision du calcul de la puissance résiduelle.

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Benoit, Jean-christophe. "Développement d’un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les réacteurs à neutrons rapides". Thesis, Paris 11, 2012. http://www.theses.fr/2012PA112254/document.

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Abstract (sommario):

Ce travail de thèse s’inscrit dans le domaine de l’énergie nucléaire, de l’aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l’un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l’estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s’est déroulée en trois temps.La première étape a permis de limiter le nombre de paramètres intervenant dans le calcul de la puissance résiduelle. Pour cela, un essai de puissance résiduelle sur le réacteur PHENIX (PUIREX 2008) a été interprété de façon à valider expérimentalement le formulaire d’évolution DARWIN pour les RNR et à quantifier les termes sources de la puissance résiduelle.La deuxième étape a eu pour but de développer un code de propagation des incertitudes : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). Une méthode de propagation déterministe a été retenue car elle permet des calculs rapides et fiables. Les hypothèses de linéarité et de normalité qu’elle entraîne ont été validées théoriquement. Le code a également été comparé avec succès à un code stochastique sur l’exemple de la fission élémentaire thermique de l’235U.La dernière partie a été une application du code sur des expériences de puissance résiduelle d’un réacteur, de bilan matière d’une aiguille combustible et d’une fission élémentaire de l’235U. Le code a démontré des possibilités de retour d’expériences sur les données nucléaires impactant l’incertitude de cette problématique.Deux résultats principaux ont été mis en évidence. Tout d’abord, les hypothèses simplificatrices des codes déterministes sont compatibles avec un calcul précis de l’incertitude de la puissance résiduelle. Ensuite, la méthode développée est intrusive et permet un retour d’expérience sur les données nucléaires des expériences du cycle. En particulier, ce travail a montré qu’il est déterminant de mesurer précisément les rendements de fission indépendants et de déterminer leurs matrices de covariances afin d’améliorer la précision du calcul de la puissance résiduelle
This PhD study is in the field of nuclear energy, the back end of nuclear fuel cycle and uncertainty calculations. The CEA must design the prototype ASTRID, a sodium cooled fast reactor (SFR) and one of the selected concepts of the Generation IV forum, for which the calculation of the value and the uncertainty of the decay heat have a significant impact. In this study is developed a code of propagation of uncertainties of nuclear data on the decay heat in SFR.The process took place in three stages.The first step has limited the number of parameters involved in the calculation of the decay heat. For this, an experiment on decay heat on the reactor PHENIX (PUIREX 2008) was studied to validate experimentally the DARWIN package for SFR and quantify the source terms of the decay heat.The second step was aimed to develop a code of propagation of uncertainties : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). A deterministic propagation method was chosen because calculations are fast and reliable. Assumptions of linearity and normality have been validated theoretically. The code has also been successfully compared with a stochastic code on the example of the thermal burst fission curve of 235U.The last part was an application of the code on several experiments : decay heat of a reactor, isotopic composition of a fuel pin and the burst fission curve of 235U. The code has demonstrated the possibility of feedback on nuclear data impacting the uncertainty of this problem.Two main results were highlighted. Firstly, the simplifying assumptions of deterministic codes are compatible with a precise calculation of the uncertainty of the decay heat. Secondly, the developed method is intrusive and allows feedback on nuclear data from experiments on the back end of nuclear fuel cycle. In particular, this study showed how important it is to measure precisely independent fission yields along with their covariance matrices in order to improve the accuracy of the calculation of the decay heat

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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux ²³²Th / ²³³U dans le cadre des cycles de combustible innovants". Bordeaux 1, 2005. http://www.theses.fr/2005BOR12967.

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Abstract (sommario):

Le cycle du thorium (²³²Th / ²³³U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (²³²Th, ²³³Pa et ²³³U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux ²³²Th et ²³³U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de ²³³U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique ²³³U(n, n'), capture radiative ²³³U(n, ) et ²³³U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant ²³³U, le noyau fissile de la filière thorium
The thorium ²³²Th- ²³³U fuel cycle might provided safer and cleaner nuclear energy than the present Uranium/ Pu fuelled reactors. Over the last 10 years, a vast campaign of measurements has been initiated to bring the precision of neutron data for the key nuclei (²³²Th, ²³³Pa and ²³³U) at the level of those of the U- Pu cycle. This is the framework of these measurements, the energy dependent neutron induced fission cross section of ²³²Th and ²³³U has been measured from 1 to 7 MeV with a target accuracy lesser than 5 %. These measurements imply the accurate determination of the fission rate, the number of the target nuclei as well as the incident neutron flux impinging on the target, the latter has been obtained using the elastic scattering (n, p). The cross section of which is the very well known in a large neutron energy domain (~ 0,5 % from 1 eV to 50 MeV) compared to the 235U(n, f) reaction. This technique has been applied for the first time to the 232Th(n, f) and ²³³U(n, f) cases. A Hauser- Feshbach statistical model has been developed. It consists of describing the different decay channels of the compound nucleus 234U from 0,01 to 10 MeV neutron energy. The parameters of this model were adjusted in order to reproduce the measured fission cross section of ²³³U. From these parameters, the cross sections from the following reactions could be extracted: inelastic scattering ²³³U(n, n'), radiative capture ²³³U(n, ) and ²³³U(n, 2n). These cross sections are still difficult to measure by direct neutron reactions. The calculated values allow to fill the lack of experimental data for the major fissile nucleus of the thorium cycle

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Casalta, Sylvie. "Etude des propriétés du système Am-O en vue de la transmutation de l'Americium 241 en réacteur à neutrons rapides". Aix-Marseille 1, 1996. http://www.theses.fr/1996AIX11036.

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Abstract (sommario):

Cette these entre dans le cadre general des problemes relatifs aux recyclages des combustibles irradies et a l'elimination des dechets actinides mineurs (np. Am) a haute activite et vie longue. La transmutation de l'am-241, dans un reacteur a neutrons rapides, selon le concept heterogene devrait reduire considerablement la radioactivite potentielle de ce dechet nucleaire. La manipulation de materiaux tel l'americium, fortement radioactifs, necessitent de prendre des precautions particulieres. Les debits de dose dus aux rayons x ont ete calcules et mesures pendant la fabrication. Le systeme am-o a ete investigue dans le domaine compris entre am#2o#3 et amo#2 par voies respectivement, thermodynamique, ceramographique et diffractometrique x. Les mesures de potentiel d'oxygene sont donnees en fonction de la temperature puis en fonction de la composition. Ces resultats ont contribue a etablir un nouveau diagramme de phases partiel. Une etude sur les consequences de l'auto-irradiation a montre que la decroissance x de l'am-241 occasionne des perturbations du reseau cristallin et, en consequence, des proprietes du materiau. Apres avoir montre qu'il est possible d'elaborer des cibles amo#2-mgo par les procedes classiques de la metallurgie des poudres, le systeme amo#2-mgo a ete etudie dans les trois conditions: oxydante, neutre et reductrice. Dans tous les cas, les oxydes amo#2 et mgo sont immiscibles a l'etat solide et forment un systeme du type eutectique simple. En atmosphere neutre et a haute temperature, amo#2 est reduit vers am#2o#3, ce qui entraine des modifications des proprietes. En atmosphere reductrice, il apparait une nouvelle phase d'aspect metallique

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Redon, Bruno. "Étude et modélisation du piégeage sur matériaux carbones du césium 137 lors de la purification du sodium primaire des réacteurs à neutrons rapides". Grenoble INPG, 1998. http://www.theses.fr/1998INPG0098.

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Abstract (sommario):

Dans les reacteurs a neutrons rapides (r. N. R. ), le sodium liquide est utilise comme fluide caloporteur. Lors de ruptures accidentelles de gaines de combustible, le cesium 137 se retrouve dans le sodium et s'accumule dans le circuit. Du fait de sa periode radioactive elevee (30 ans), il faut proceder a des campagnes d'epuration. L'adsorbant utilise actuellement est le r. V. C. (reticulated vitreous carbon). Ce travail a permis de : - preciser la microtexture du r. V. C. Et le mode de fixation des metaux alcalins ; - proposer un modele de dimensionnement. La caracterisation du r. V. C. Par diffusion raman et diffusion des rayons x aux petits angles indique que le r. V. C. Est un carbone non graphitable basse temperature (unites structurales de base de faibles dimensions < 4 nm fortement desorientes, importante microporosite). La porosite est revelee aux gaz par simple traitement thermique a 700c (plusieurs centaines de m#2/g). Des analyses originales (xps et rmn) indiquent que le cesium s'intercale tout comme le sodium. Ces resultats de laboratoire sont completes par des essais de piegeage en dynamique sur l'installation elcesna, avec mise en evidence de la zone de transfert de matiere et du phenomene limitant (diffusion interne dans le solide). L'utilisation de granules de charbon actif comme adsorbant s'avere egalement tres efficace : epuration a 98% du sodium. Des essais de piegeage en statique prouvent que l'equilibre cesium 137/r. V. C. Est lineaire et signalent la segregation du cesium 137 aux parois. Une modelisation globale du procede d'epuration est proposee avec prise en compte des etapes elementaires de la fixation. A partir des resultats precedents, une etude parametrique et des exemples de simulations confirment la diffusion interne comme etape limitante du procede. L'allure des differents profils theoriques de piegeage correspond aux traces obtenus experimentalement ce qui represente une premiere validation du modele.

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Khatcheressian, Nayiri. "Développement d’un modèle de transferts couplés pour l’aide à la conception et à la conduite des systèmes de purification du sodium des réacteurs à neutrons rapides". Phd thesis, Toulouse, INPT, 2013. http://oatao.univ-toulouse.fr/10883/1/khatcheressian.pdf.

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Abstract (sommario):

Les pièges froids sont des systèmes de purification du fluide caloporteur sodium indispensables au bon fonctionnement des réacteurs à neutrons rapides. Ils permettent de contrôler la teneur en impuretés du sodium, notamment celles de l’oxygène et de l’hydrogène. Le piégeage de ces impuretés est basé sur leur cristallisation sous forme d’oxyde et d’hydrure de sodium, sur garnissage et sur parois froides. Appréhender le remplissage de ces systèmes de purification permettra d’orienter les choix technologiques en termes de conception et de conduite. L’objectif est de développer un outil d’aide à la conception et à la simulation des pièges froids. Le modèle de cristallisation intègre le couplage des différents phénomènes mis en jeu lors de la purification du sodium, à savoir l’hydrodynamique, transfert thermique et transfert de matière.

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Cabrero, Julien. "Amélioration de la conductivité thermique des composites à matrice céramique pour les réacteurs de 4ème génération". Thesis, Bordeaux 1, 2009. http://www.theses.fr/2009BOR13877/document.

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Cai, Li. "Condensation et homogénéisation des sections efficaces pour les codes de transport déterministes par la méthode de Monte Carlo : Application aux réacteurs à neutrons rapides de GEN IV". Thesis, Paris 11, 2014. http://www.theses.fr/2014PA112280/document.

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Abstract (sommario):

Dans le cadre des études de neutronique menées pour réacteurs de GEN-IV, les nouveaux outils de calcul des cœurs de réacteur sont implémentés dans l’ensemble du code APOLLO3® pour la partie déterministe. Ces méthodes de calculs s’appuient sur des données nucléaires discrétisée en énergie (appelées multi-groupes et généralement produites par des codes déterministes eux aussi) et doivent être validées et qualifiées par rapport à des calculs basés sur la méthode de référence Monte-Carlo. L’objectif de cette thèse est de mettre au point une technique alternative de production des propriétés nucléaires multi-groupes par un code de Monte-Carlo (TRIPOLI-4®). Dans un premier temps, après avoir réalisé des tests sur les fonctionnalités existantes de l’homogénéisation et de la condensation avec des précisions meilleures accessibles aujourd’hui, des incohérences sont mises en évidence. De nouveaux estimateurs de paramètres multi-groupes ont été développés et validés pour le code TRIPOLI-4®à l’aide de ce code lui-même, puisqu’il dispose de la possibilité d’utiliser ses propres productions de données multi-groupes dans un calcul de cœur. Ensuite, la prise en compte de l’anisotropie de la diffusion nécessaire pour un bon traitement de l’anisotropie introduite par des fuites des neutrons a été étudiée. Une technique de correction de la diagonale de la matrice de la section efficace de transfert par diffusion à l’ordre P1 (nommée technique IGSC et basée sur une évaluation du courant des neutrons par une technique introduite par Todorova) est développée. Une amélioration de la technique IGSC dans la situation où les propriétés matérielles du réacteur changent drastiquement en espace est apportée. La solution est basée sur l’utilisation d’un nouveau courant qui est projeté sur l’axe X et plus représentatif dans la nouvelle situation que celui utilisant les approximations de Todorova, mais valable seulement en géométrie 1D. A la fin, un modèle de fuite B1 homogène est implémenté dans le code TRIPOLI-4® afin de produire des sections efficaces multi-groupes avec un spectre critique calculé avec l’approximation du mode fondamental. Ce modèle de fuite est analysé et validé rigoureusement en comparant avec les autres codes : Serpent et ECCO ; ainsi qu’avec un cas analytique.L’ensemble de ces développements dans TRIPOLI-4® permet de produire des sections efficaces multi-groupes qui peuvent être utilisées dans le code de calcul de cœur SNATCH de la plateforme PARIS. Ce dernier utilise la théorie du transport qui est indispensable pour la nouvelle filière à neutrons rapides. Les principales conclusions sont : -Le code de réseau en Monte-Carlo est une voie intéressante (surtout pour éviter les difficultés de l’autoprotection, de l’anisotropie limitée à un certain ordre du développement en polynômes de Legendre, du traitement des géométries exactes 3D), pour valider les codes déterministes comme ECCO ou APOLLO3® ou pour produire des données pour les codes déterministes ou Monte-Carlo multi-groupes.-Les résultats obtenus pour le moment avec les données produites par TRIPOLI-4® sont comparables mais n’ont pas encore vraiment montré d’avantage par rapport à ceux obtenus avec des données issues de codes déterministes tel qu’ECCO
In the framework of the Generation IV reactors neutronic research, new core calculation tools are implemented in the code system APOLLO3® for the deterministic part. These calculation methods are based on the discretization concept of nuclear energy data (named multi-group and are generally produced by deterministic codes) and should be validated and qualified with respect to some Monte-Carlo reference calculations. This thesis aims to develop an alternative technique of producing multi-group nuclear properties by a Monte-Carlo code (TRIPOLI-4®).At first, after having tested the existing homogenization and condensation functionalities with better precision obtained nowadays, some inconsistencies are revealed. Several new multi-group parameters estimators are developed and validated for TRIPOLI-4® code with the aid of itself, since it has the possibility to use the multi-group constants in a core calculation.Secondly, the scattering anisotropy effect which is necessary for handling neutron leakage case is studied. A correction technique concerning the diagonal line of the first order moment of the scattering matrix is proposed. This is named the IGSC technique and is based on the usage of an approximate current which is introduced by Todorova. An improvement of this IGSC technique is then presented for the geometries which hold an important heterogeneity property. This improvement uses a more accurate current quantity which is the projection on the abscissa X. The later current can represent the real situation better but is limited to 1D geometries.Finally, a B1 leakage model is implemented in the TRIPOLI-4® code for generating multi-group cross sections with a fundamental mode based critical spectrum. This leakage model is analyzed and validated rigorously by the comparison with other codes: Serpent and ECCO, as well as an analytical case.The whole development work introduced in TRIPLI-4® code allows producing multi-group constants which can then be used in the core calculation solver SNATCH in the PARIS code platform. The latter uses the transport theory which is indispensable for the new generation fast reactors analysis. The principal conclusions are as follows:-The Monte-Carlo assembly calculation code is an interesting way (in the sense of avoiding the difficulties in the self-shielding calculation, the limited order development of anisotropy parameters, the exact 3D geometries) to validate the deterministic codes like ECCO or APOLLO3® and to produce the multi-group constants for deterministic or Monte-Carlo multi-group calculation codes. -The results obtained for the moment with the multi-group constants calculated by TRIPOLI-4 code are comparable with those produced from ECCO, but did not show remarkable advantages

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Daudin, Kevin. "Contribution à la prédiction des effets réactions sodium-eau : application aux pertes de confinement dans un bâtiment générateur de vapeur d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium". Thesis, Compiègne, 2015. http://www.theses.fr/2015COMP2212/document.

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Abstract (sommario):

L’étude des conséquences de la réaction sodium-eau (RSE) est un enjeu dans le cadre de la sûreté des futurs réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Afin d'évaluer les conséquences de RSE dans des situations d'accident majeur, il est nécessaire de mieux comprendre la phénoménologie et notamment la quantité d'énergie libérée et la cinétique de libération. L'objectif est donc d’améliorer la compréhension de telles RSE pour prédire au mieux ses conséquences sur les équipements mécaniques alentours. Trois axes de travail ont été privilégiés, à savoir la recherche du déroulement des séquences accidentelles, un examen expérimental paramétrique, et une analyse de la phénoménologie avant le contact explosif. Dans un premier temps, une méthode arborescente d'analyse de risques a été croisée avec des méthodes de calcul d'effets. Cette analyse a permis d’imaginer comment le contact peut s'effectuer. Des études expérimentales démonstratives de l'influence du mode de mise en contact ont ensuite été effectuées afin d’approfondir certains aspects pratiques. L’analyse des nombreuses données recueillies conduit au développement d’un modèle d'interprétation phénoménologique, intégré dans une plateforme de simulation multi-physique. Bien que de nombreuses hypothèses simplificatrices soient réalisées, la prise en compte des transferts de chaleur transitoires permet de reproduire les observations expérimentales et notamment l'influence des conditions de mélange (masse de sodium et températures initiales) sur la phénoménologie. Ce travail d'étude de la phase de pré-mélange de l'explosion sodium-eau est pertinent au regard des méthodes de prédiction des chargements sur les structures
Study of sodium-water reaction (SWR) consequences in open air represents a challenge in the frame of safety assessments of sodium fast reactors (SFR). In case of major accident and to predict consequences of SWR, it is necessary to better appreciate phenomena and especially quantity and rate of the energy releasement. The objective is thus to strengthen the understanding of such reactions in order to predict with lore accuracy its consequences on mechanical equipment in the surroundings. This work focuses on three areas : research of accidental sequences, experimental investigation, and phenomenological analysis before the explosive contact. At first, a tree structure risk analysis with calculations of dangerous phenomena permitted to suggest how the contact between reactants may happen. Then, demonstrative experimental studies were performed to deepen some practical aspects of the phenomenology, like the influence of the way the reactants get in contact. Data analysis conducted to the development of a phenomenological model, implemented into a software platform for numerical simulations. Although numerous hypothesis, transient heat transfer consideration enables to reproduce experimental observations, especially the influence of mixing conditions (sodium mass and initial temperatures) on the phenomenology. This study of the premixing step of sodium-water explosion is relevant in the frame of current prediction methods of mechanical loadings on structures

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Dumas, Jean-Christophe. "Étude des conditions de formation du joint oxyde-gaine dans les combustibles des réacteurs à neutrons rapides : observations et proposition d'un modèle de comportement des produits de fission volatils". Grenoble INPG, 1995. http://www.theses.fr/1995INPG0098.

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Abstract (sommario):

La presence d'une couche de composes de produits de fission de quelques dizaines de microns entre la pastille et la gaine (denommee jog pour joint oxyde-gaine), observee sur le combustible d'oxyde d'uranium et de plutonium des reacteurs a neutrons rapides fortement irradie, peut avoir une incidence sur le comportement thermo-mecanique de l'aiguille, d'ou l'importance d'en preciser les conditions de formation et la composition chimique au cours de l'irradiation. Le comportement thermodynamique de la matrice combustible irradiee et de ses produits de fission a ete modelise par l'intermediaire du logiciel sage (solgasmix advanced gibbs-energy) a l'aide de l'analyse de lindemer. Les calculs d'equilibres thermo-chimiques ont confirme le fait que la variation de potentiel d'oxygene de l'aiguille combustible au cours de l'irradiation etait le moteur de la formation du joint oxyde-gaine. Des observations experimentales directes effectuees par l'utilisation conjointe de la microsonde electronique et de la diffraction par rayons x ont montre que le jog etait en majeure partie compose de molybdene, cesium, tellure et oxygene. Un modele de comportement general du combustible des reacteurs a neutrons rapides fortement irradie, necessitant toutefois des examens complementaires, est alors propose

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Grosjean, Cédric. "Mesure de la section efficace de fission induite par neutrons rapides des noyaux 232Th / 233U dans le cadre des cycles de combustiblesinnovants". Phd thesis, Université Sciences et Technologies - Bordeaux I, 2005. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00404551.

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Abstract (sommario):

Le cycle du thorium (232Th/233U) présente des caractéristiques moins polluantes que celui utilisé actuellement dans les combustibles des réacteurs nucléaires (U/Pu). Depuis une dizaine d'années, il fait l'objet d'un vaste programme de mesures dont l'objectif est d'atteindre une précision des données neutroniques des noyaux clés du cycle (232Th, 233Pa et 233U) comparable à celles du cycle U/Pu. Ce travail s'inscrit dans ce cadre d'études et consiste à mesurer les sections efficaces de fission induites par neutrons rapides (de 1 à 7 MeV) des noyaux 232Th et 233U avec une incertitude inférieure à 5 %. Ces mesures impliquent de déterminer le taux de fission émis par la cible, le nombre d'atomes composant la cible et le flux de neutrons arrivant sur celle-ci. Cette dernière quantité a été obtenue en utilisant comme réaction de référence, la diffusion élastique (n, p) dont la section efficace est la mieux connue sur un large domaine en énergie de neutron (~ 0,5 % de 1 eV à 50 MeV) comparée à celle de la réaction 235U(n, f). Cette technique a été appliquée pour la première fois à ces deux noyaux. Un modèle statistique de type Hauser- Feshbach a été également développé dans ce travail. Il a permis de décrire les différentes voies de désexcitation du noyau composé 234U pour des énergies de neutron de 0,01 à 10 MeV. Les paramètres de ce modèle ont été ajustés afin de reproduire la section efficace de fission mesurée de 233U. A partir de ces paramètres, les sections efficaces des réactions suivantes ont pu être extraites : diffusion inélastique 233U(n, n'), capture radiative 233U(n, γ) et 233U(n, 2n). Ces sections efficaces évaluées, dont les mesures sont encore difficilement réalisables, permettent de combler le manque de données expérimentales concernant 233U, le noyau fissile de la filière thorium.

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

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Abstract (sommario):

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

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Guo, Hui. "Design of innovative systems for the optimized control of reactivity in Gen-IV fast neutron reactors". Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0245.

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Abstract (sommario):

Les réacteurs de quatrième génération pourraient tirer parti du spectre des neutrons rapides pour optimiser l'utilisation des ressources en uranium, faciliter la gestion des matières fissiles et améliorer la transmutation des déchets nucléaires. La barre de commande est habituellement combinée un réseau des aguilles non étanchées en carbure de bore (B4C) comme élément absorbant. Différents critères technologiques limitent la durée d’utilisation du B4C en irradiation. Par conséquent, des éléments absorbants alternatifs tels que l'oxyde de gadolinium (Gd2O3), l'oxyde d'europium (Eu2O3) et le diborure d'hafnium (HfB2) sont utilisés dans des configurations mixtes spécifiques contenant du modérateur pour optimiser la conception des barres de commande dans les réacteurs rapides refroidi au sodium (RNR-Na).Dans les réacteurs rapides « classiques », la barre de commande est très souvent le seul système de contrôle. Il est donc très difficile de démontrer la non-fusion du combustible lors d'accidents de remontée intempestive des barres (RIB). Par conséquent, deux conceptions de poisons consommables (PC) sont proposées et étudiées pour réduire les effets de RIB. La première conception de PC charge des actinides mineurs en mode homogène ou hybride. La deuxième conception combine B4C et modérateurs dans les assemblages dédiés.Ces conceptions sont étudiées à l'aide de schémas de calcul avancé dans APOLLO3® qui sont développés et validés dans cette thèse. Ces conceptions sont utilisées dans un grand RNR-Na industriel et dans un petit RNR-Na modulaire, et montrent leur grande flexibilité pour optimiser le contrôle de la réactivité dans les réacteurs rapides
The Generation-IV reactors could benefit from the fast neutron spectrum to maximize the utilization of uranium resources, improve the management of fissile materials, and help the transmutation of nuclear waste. As the absorption cross-sections decrease with incident neutron energy, the fast spectrum challenges its reactivity control.The conventional control rod is a cluster of open pins with boron carbide (B4C) as the absorber. ^10B enrichment can be adjusted to satisfy the requirements of different cores. However, the operating lifetime of B4C is limited due to its characteristics under irradiation. Alternative absorbers such as gadolinium oxide (Gd2O3), europium oxide (Eu2O3) and hafnium diboride (HfB2) may present some advantages and be used with local addition of moderators to optimize the design of control rods in sodium fast reactors (SFRs).In the conventional fast reactors, the control rod is usually the only reactivity control system, which would lead to fuel melting in control rod withdrawal (CRW) accidents. Therefore, two burnable poison (BP) designs are investigated to reduce core excess reactivity and thus improve the inherent safety performance of reactors. The first BP design load minor actinides in homogenous or hybrid mode. The second BP design combines depleted B4C and moderators in dedicated assemblies.These designs are investigated using the advanced calculation scheme in APOLLO3® that is developed and validated in this thesis. These designs are applied in a large industrial SFR and a small modular SFR, which proves their excellent flexibility to optimize reactivity control in a wide range of fast reactors

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Garti, Sara. "Spectrométrie gamma haute résolution et bas bruit Compton pour la détection des ruptures de gaine dans les réacteurs rapides refroidis au sodium". Thesis, Université Grenoble Alpes, 2020. https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-02862768.

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Abstract (sommario):

Les réacteurs de quatrième génération sont développés dans le but de renouveler la filière énergétique du nucléaire avec des réacteurs plus sûrs, optimisant la consommation du minerai uranium et produisant moins de déchets de vie longue. La France a investi dans le développement de la technologie des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. Par le passé, des prototypes ont été construits et exploités tels que RAPSODIE, PHENIX, SUPERPHENIX ; et depuis 2006, le CEA est en charge de la conception du futur prototype de cette filière : ASTRID. C’est dans ce cadre que les équipes du Commissariat à l’énergie atomique travaillent sur l’élaboration de moyens instrumentaux permettant de garantir l’intégrité absolue de la première barrière de confinement : la gaine des aiguilles combustibles. En effet, le niveau de sûreté à atteindre dans le programme génération 4 oblige l’exploitant à surveiller en continu la propreté du fluide caloporteur primaire. Pour assurer cette fonction de sûreté, différents systèmes sont implémentés tels que les systèmes de détection des neutrons différés (DND) et les systèmes de spectrométrie gamma. Ces systèmes sont en continuelle mutation depuis leurs premières exploitations par des programmes R&D assurant la prise en compte du retour d’exploitation de ces instruments et la remise à niveau en regard des avancées technologiques et des nouveaux moyens numériques de conception. L’instrumentation historique pour le suivi isotopique des gaz de fission par spectrométrie gamma est très bruitée et est compromise par la présence de lignes à retard d’environ 15 minutes nécessaires à la désactivation du 23Ne (T1/2 =38 s). De plus, l’autre source de bruit, i.e. l’41Ar, présentant une période de 110 minutes, n’a pas été filtrée par cette instrumentation. En effet, ce dernier ne perd que 7% de son activité dans ces lignes à retard.Au regard des exigences de sûreté fixées pour les RNR-Na, nous étudierons dans le cadre de cette thèse l’apport potentiel d’une instrumentation bas bruit au moyen d’un système à suppression Compton intégré au poste de mesure RNR-Na. L’enjeu majeur d’une telle instrumentation serait, d’une part, d’enrichir le diagnostic par la détection des produits de fission de courte période (~3 min), lesquels peuvent signer précocement une mise en contact entre le combustible et le caloporteur dangereuse pour la sûreté du réacteur, d’autre part, d’assurer une détection rapide par l’amélioration du temps de réponse de la mesure.Dans un premier temps, le terme source des produits de fission a été caractérisé par la mise en équation des différents phénomènes physiques régissant le comportement des gaz de fission dans un environnement de type RNR-Na faisant suite à une rupture de gaine. Des activités attendues des produits de fission sont ainsi estimées. Dans un second temps, nous avons procédé à l’étude numérique, au moyen de la méthode Monte Carlo, d’une instrumentation bas bruit, à sa validation expérimentale, puis à son optimisation. Enfin, nous avons implémenté la modélisation de la mesure spectrométrique bas bruit pour la problématique des ruptures de gaine dans le cadre d’un environnement RNR-Na. Des activités minimales détectables de produits de fission sont, d’abord, calculées puis comparées aux activités attendues. La plus-value de cette instrumentation pour l’application à la détection précoce des pertes d’étanchéité dans un environnement type RNR-Na sera alors exposée
Fourth generation reactors are being developed for renewing the nuclear energy industry with safer reactors that optimize uranium resources and produce less long-lived radioactive waste. France has focused on the development of SFR “Sodium Fast Reactor”. In the past, prototypes have been built and operated such as Rapsodie, Phénix, Superphénix. Since 2006, the CEA (French Atomic Energy Commission) has overseen the design of the future prototype of this technology: ASTRID. It is within this framework that teams at the French Atomic Energy Commission are working on the development of instrumental means to guarantee the absolute integrity of the first containment barrier: the fuel cladding. Indeed, the safety level to be achieved in the fourth-generation program requires the operator to continuously monitor the fission products released into the primary coolant. To ensure this safety function, various systems were implemented, such as delayed neutron detection (DND) and gamma spectrometry systems. These systems have been upgraded since their first operations through R&D programs in line with technological advances and new digital design methods.The historical gamma spectrometry instrumentation for clad failure monitoring is compromised by the presence of significant background that leads to delay lines of about 15 minutes necessary for the 23Ne (T1/2 =38 s) decay. In addition, the other background source, i.e. 41Ar, with a half-life of 110 minutes, was not filtered by this instrumentation. Indeed, it loses only 7 % of its activity in these delay lines.Regarding the safety requirement set for SFR, we will study in the frame of this work the potential contribution of a low background instrumentation by means of a Compton suppression system integrated into the SFR measuring device. The main goal of such an instrumentation would be, first, to strengthen the diagnostic of the detection of short-period fission products (about 3 min) which could indicate an early contact between the fuel and the coolant that can be dangerous for the reactor safety, second, to ensure a fast detection by improving the measuring response time.First, the source term of fission products was characterized by putting into equation various physical phenomena that govern the behavior of fission gas in an SFR environment following a clad failure. Expected fission products activities have been estimated. Second, we performed a numerical study, by means of the Monte Carlo method, of a low background instrumentation, from its experimental validation to its optimization. Finally, we implemented the model for the problem of cladding failure in the case of SFR environment. Minimum detectable activities have been estimated then compared to expected activities. The added value of this instrumentation for applications to the early detection of clad failures in an SFR environment will then be exposed

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Roumiguier, Lena. "Frittage par Spark Plasma Sintering de céramiques de carbure de bore : modélisation numérique du procédé et optimisation des nano-,microstructures pour l’amélioration des performances des absorbants en réacteurs à neutrons rapides". Thesis, Limoges, 2019. http://www.theses.fr/2019LIMO0109.

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Abstract (sommario):

Cette étude a pour objectif d’élaborer de nouveaux matériaux de carbure de bore utilisés en tant qu’absorbants neutroniques en réacteurs à neutrons rapides. La stratégie adoptée vise l’affinement de la microstructure des matériaux afin de limiter le phénomène de déformation anisotropique des grains sous irradiation qui est responsable de la dégradation des pastilles en fonctionnement. Deux nuances de matériaux ont été élaborées par le procédé SPS avec des microstructures submicroniques et nanométriques, permettant une diminution des tailles de grains par rapport au matériau de référence historiquement utilisé par le CEA. Les matériaux SPS ainsi que le matériau de référence ont été caractérisés et comparés du point de vue chimique, mécanique et thermique. Ce second volet de l’étude a permis de sélectionner le matériau SPS submicronique et d’approfondir les caractérisations en matière de résistance à la rupture et de tenue aux chocs thermiques. Il a ainsi été montré un gain de performance par rapport au matériau de référence. D’autre part, le comportement au fluage à haute température du matériau SPS a été évalué et les mécanismes de déformation associés identifiés. Par ailleurs, la fabrication des pastilles d’absorbant nécessitant un accroissement du rapport hauteur sur diamètre par rapport aux pastilles SPS classiques, un modèle numérique a été développé. L’acquisition des différentes données du procédé nécessaire à cette modélisation a reposé sur une instrumentation spécifique aux mesures thermiques et électriques. D’autre part, les paramètres de densification du matériau SPS ont été déterminés à partir d’un modèle d’écoulement visqueux non linéaire. Les phénomènes thermiques, électriques et mécaniques décrits par le modèle ont alors été validés par la confrontation au suivi expérimental du retrait d’un échantillon de carbure de bore
This study aims at developing new boron carbide materials, used as neutron absorbers for fast neutron reactors. The defined strategy is to refine the microstructure to limit the anisotropic swelling of grains under irradiation, responsible for the premature deterioration of pellets. To this end, submicronic and nanometric powders were densified by Spark Plasma Sintering. Two materials were elaborated by Spark Plasma Sintering with submicronic or nanometric microstructures, allowing a reduction in grain sizes compared to the reference material historically used in fast reactors by the CEA. SPS and reference materials were characterized and compared in terms of chemical composition, mechanical and thermal properties. This study led to the selection of the submicronic material and to further investigation regarding flexural strength and thermal shock resistance. The performance was improved compared to the reference. Moreover, the creep behavior at high temperature was characterized and creep parameters were identified. Furthermore, the production of absorbent pellets require to increase the height/diameter ratio compared to classical SPS pellets. Process data necessary for this modeling were obtained using specific thermal and electrical measurements. In addition, the densification parameters of the SPS material were determined from a nonlinear viscous flow model. The thermal, electrical and mechanical phenomena numerically described were then validated by confrontation with experimental monitoring of boron carbide sintering

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Pantera, Laurent. "Application d'une méthodologie statistique à la compréhension du phénomène de corrosion du surgénérateur Phénix". Compiègne, 1992. http://www.theses.fr/1992COMPD509.

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Abstract (sommario):

La limite supérieure du taux de combustion des éléments combustibles du réacteur à neutrons rapides Phénix est fortement conditionnée par un phénomène de corrosion interne de leur gaine en acier. Un nouveau programme d'étude de cette corrosion a été mis en place en 1987 par le département d'études des combustibles du CEA/CEN Cadarache. Les résultats contribueront à déterminer les choix d'orientations pour le projet E. F. R. (European Fast Reactor). La thèse se situe dans le cadre de ce nouveau programme. Se basant sur les données issues d'une campagne expérimentale menée dans Phénix de 1980 à 1990, son objectif est la mise en oeuvre d'une méthodologie statistique qui permette une meilleure compréhension du comportement corrosif des éléments combustibles. Le travail est orgnisé de la façon suivante : dans la première partie le cadre de notre étude est présenté. Les données sont explicitées : 1) conditions d'irradiation ; 2) évaluation de la corrosion à l'aide d'un contrôle non destructif par courants de Foucault. La seconde partie présente d'un point de vue technique la méthodologie d'analyse utilisée en justifiant les choix qui ont été réalisés pour notre cas d'applicaiton. La troisième partie présente le parcours statistique réalisé au sein des données. Nous apportons un regard global nouveau sur le phénomène de corrotion dans Phénix, permettant de relativiser certains cas d'expériences pénalisants pour le projet d'irradiation à très fort taux de combustion et de proposer un modèle empirique de la corrosion. Celui-ci permet d'envisager d'atteindre un taux de combustion élevé dans la mesure où l'on effectue une gestion fine de la température d'irradiation dans le temps. Outre l'apport dans le domaine nucléaire, le travail se propose d'insister sur la richesse d'investigation de la méthodologie statistique lorsqu'on souhaite observer des données expérimentales, l'objectif étant, soit de valider les réflexions théoriques, soit de faire naïtre de nouvelles orientations de recherche.

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Moriot, Jérémy. "Détection vibro-acoustique passive d’une réaction sodium-eau par formation de voies dans un générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium". Thesis, Lyon, INSA, 2013. http://www.theses.fr/2013ISAL0151/document.

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Abstract (sommario):

La thèse s’inscrit dans le cadre industriel de la détection de la réaction entre l’eau et le sodium dans un générateur de vapeur d’un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium. Plus précisément, il s’agit de détecter une micro-fuite d’eau dans le sodium (débit < 1 g/s) en moins de 10 secondes à partir des signaux vibratoires mesurés sur la virole externe du générateur de vapeur. Le bruit de fond très important de l’installation en fonctionnement risque de mettre en défaut la détection basée sur un dépassement de seuil de l’énergie vibratoire. Nous nous intéressons dans cette thèse à la technique de la formation de voies qui permet d’augmenter le rapport signal à bruit et de détecter et de localiser une source acoustique à l’intérieur du système à partir de signaux vibratoires mesurés par une antenne de capteurs accéléromètres placés sur la coque cylindrique (i.e. virole du générateur de vapeur). Une étude numérique a d’abord été réalisée. Des modèles numériques sont développés afin de simuler les signaux mesurés (virtuellement) par les accéléromètres de l’antenne linéaire considérée. Les performances de la formation de voies sont alors étudiées suivant différents paramètres (i.e. position source, amortissement, fréquence, type de bruit de fond, etc.). Le premier modèle consiste en une plaque plane infinie en contact avec un fluide lourd et excitée par un monopole acoustique situé dans ce fluide. L’analyse des déplacements transverses de la plaque nous permet d’établir un critère sur l’échantillonnage spatial du champ vibratoire par l’antenne. Un second modèle, plus représentatif de la virole du générateur de vapeur, est ensuite proposé. Une coque cylindrique élastique infinie, remplie par un fluide lourd est considérée. Le caractère « fini » de ce système dans les directions radiales et circonférentielles fait apparaitre un comportement modal. Son impact sur la formation de voies est étudié. La méthode est finalement testée expérimentalement. Des mesures sont réalisées sur une maquette composée d’un cylindre en acier rempli d’eau, placé dans un circuit hydraulique dont on maitrise le débit. La source acoustique est générée à partir d’un hydrophone. On étudie alors le gain d’antenne pour différents débits et niveaux d’excitation de la source
This thesis deals with a new method to detect a sodium-water reaction in a steam generator of a fast sodium-cooled nuclear reactor. More precisely, the objective is to detect a micro-leak of water (flow < 1 g/s) in less than 10 seconds by measuring the external shell vibrations of the component. The strong background noise in operation makes impossible the use of a detection system based on a threshold overrun. A beamforming method applied to vibrations measured by a linear array of accelerometers is developed in this thesis to increase the signal-to-noise ratio and to detect and locate the leak in the steam generator. A numerical study is first realized. Two models are developed in order to simulate the signals measured by the accelerometers of the array. The performances of the beamforming are then studied in function of several parameters, such as the source location and frequency, the damping factor, the background noise considered. The first model consists in an infinite plate in contact with a heavy fluid, excited by an acoustic monopole located in this fluid. Analyzing the transverse displacements in the wavenumber domain is useful to establish a criterion to sample correctly the vibration field of the plate. A second model, more representative of the system is also proposed. In this model, an elastic infinite cylindrical shell, filled with a heavy fluid is considered. The finite dimensions in the radial and circumferential directions lead to a modal behavior of the system which impacts the beamforming. Finally, the method is tested on an experimental mock-up which consists in a cylindrical pipe made in stainless steel and filled with water connected to hydraulic circuit. The water flow speed can be controlled by varying the speed of the pump. The acoustic source is generated by a hydrophone. The performances of the beamforming are studied for different water flow speeds and different amplitude and frequencies of the source

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Jadon, Ankita. "Interactions between sodium carbonate aerosols and iodine fission-products". Thesis, Lille 1, 2018. http://www.theses.fr/2018LIL1R021/document.

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Abstract (sommario):

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

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Tillard, Léa. "Impact du déploiement de réacteurs de type ASTRID sur la gestion dynamique du plutonium dans des scénarios de transitions électronucléaires". Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2019. http://www.theses.fr/2019SACLS494.

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L'ensemble des lois, décrets et débats publics relatifs à la transition énergétique donne toute son importance à l'étude de scénarios d'évolution de parcs électronucléaires. L’une des stratégies de référence considérées en France envisage le déploiement progressif de Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au Sodium (RNR-Na) de IVe génération. L’exploration des différentes trajectoires et des conséquences associées sur l’ensemble du cycle du combustible sont des étapes indispensables à l’évaluation des scénarios de transitions possibles.C’est dans ce cadre que s’inscrit cette thèse, qui analyse l’impact sur la gestion dynamique du plutonium et des actinides mineurs, de scénarios de déploiement de réacteurs de type ASTRID, démonstrateur de RNR-Na développé par le CEA et ses partenaires industriels. La modélisation de deux configurations du réacteur de type ASTRID, un isogénérateur et un incinérateur de plutonium, a été réalisée. Elle permet de valider les hypothèses de calcul, de quantifier les biais associés et de vérifier les principaux coefficients de sûreté. Ensuite, l’impact important de la variation des compositions initiales sur le fonctionnement des deux systèmes est établi. Cela justifie le développement de modèles physiques complexes dédiés, qui sont intégrés au code de simulation dynamique du cycle CLASS, développé par le CNRS/IN2P3 et l’IRSN. L’utilisation d’interpolateurs multidimensionnels et non linéaires dans ces développements permet de modéliser la fabrication et l'irradiation du combustible, en maintenant l’hétérogénéité du réacteur tout au long des simulations. Grâce à ces modèles multizones, la simulation d’un grand nombre de scénarios de transitions de parcs composés de Réacteurs à Eau Pressurisée, vers des parcs mixtes intégrant des RNR-Na, permet d'étudier les effets du déploiement des RNR-Na et d’identifier les éventuelles tensions sur les matières dans le cycle. Enfin, une analyse académique des scénarios présentés dans le cadre de la loi sur la transition énergétique est proposée
All the laws, decrees and public debates relating to the energy transition, emphasize the importance of the study of electronuclear fleet evolution scenarios. One of the reference strategies for the French electronuclear fleet evolution considers the step by step deployment of Generation IV Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). A proper assessment of the possible transitions scenarios requires a thorough study of the different possible trajectories and its associated consequences on the entire fuel cycle.In this framework, this Ph.D. work aims at analyzing the impact on plutonium and minor actinide dynamic management, of ASTRID-like reactor deployment scenarios, a Generation IV SFR developed by the CEA and its industrial partners. The modeling of two ASTRID-like reactor configurations, one plutonium break-even, and one burner, allow the validation of the calculation hypothesis, the quantification of associated bias and the verification of reactor safety coefficients. It was observed that the variation of initial fuel composition had a drastic impact on the system configuration. Within the framework of this research, the dynamic fuel cycle simulator CLASS, developed by the CNRS/IN2P3 and the IRSN was further modified, to meet the requirement of new dedicated complex physics models. These new developments using multidimensional and nonlinear interpolators allow modeling of the fresh fuel fabrication and irradiation while maintaining the reactor heterogeneity throughout the simulations. With these multizone models, effects of SFR deployment is studied, and potential constraints on in-cycle materials are identified by the simulation of transition scenarios, from a Pressurized Water Reactor fleet to a mixed fleet integrating SFRs. An academic analysis of the scenarios presented within the energy transition law is proposed to extend this work

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Jourdy, Benjamin. "Analyse des effets d'échelle sur le comportement thermo-hydraulique de jets impactants". Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://docnum.univ-lorraine.fr/ulprive/DDOC_T_2023_0063_JOURDY.pdf.

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Abstract (sommario):

Les études de sureté et les modélisations numériques mises en œuvre dans le cadre des études sur les réacteurs à neutrons rapides (RNR) impliquent un besoin de validation des codes de calcul à l'aide de maquettes représentatives. Un enjeu de sûreté identifié dans ce type de réacteur est le redressement du jet radial issu de l'impact des jets chauds du cœur sur le Bouchon Couvercle Cœur (BCC). Le redressement induit des fluctuations thermiques et une stratification thermique dans le plénum supérieur provoquant de la fatigue thermique sur les composants. Comprendre les divers mécanismes en œuvre dans le phénomène de redressement du jet radial est nécessaire dans le but d'être prédictif sur les conditions opératoires pour lesquelles ce redressement intervient. Dans ce but, on utilise la maquette MICAS qui reproduit géométriquement à l'échelle 1/6 le plénum supérieur du réacteur ASTRID, en utilisant de l'eau comme fluide simulant à la place du sodium. Pour valider les codes simulant ASTRID, la représentativité de la maquette MICAS doit être validée vis-à-vis de son échelle réduite mais également de son fluide simulant. Afin d'étudier la transposition du redressement du jet entre différentes échelles, une méthode d'analyse d'effets d'échelle est introduite ; elle se base sur trois maquettes d'échelles géométriquement différentes mais représentatives du réacteur. Une étude phénoménologique est réalisée sur une maquette simplifiée, PIGNIA, permettant de vérifier expérimentalement la dépendance théorique de la trajectoire du jet envers le nombre de Froude densimétrique du jet radial FrD(rad) et justifiant sa conservation comme critère de similitude pour la transposition du redressement du jet. Une fonction de transfert permettant de relier les conditions du jet radial aux conditions en sortie de buse est établie théoriquement et validée expérimentalement. Pour obtenir une valeur critique du FrD(rad) en géométrie représentative, des essais sont réalisés sur la maquette MICAS. En se basant sur les conditions expérimentales de MICAS menant au redressement du jet, deux maquettes représentatives sont dimensionnées : MOJIT-Eau et MOJI/4, respectivement aux échelles 1/2,5 et 1/4 relativement à MICAS. Une étude de l'écoulement en conditions isothermes sur les maquettes MOJIT-Eau et MOJI/4 met en évidence un attachement du jet radial à la surface du cœur, appelé effet Coanda. Cet effet ne dépend que des grandeurs géométriques du système. Une étude thermo-hydraulique est enfin mise en place afin de vérifier les conditions d'extrapolation du phénomène de redressement. Un comportement binaire est observé sur le redressement du jet, qui est soit attaché et longe le cœur, soit détaché et se redresse dans le plénum. L'effet Coanda joue un rôle de premier plan sur la stabilité du jet. Le nombre de Froude densimétrique seul ne permet pas de caractériser ce phénomène qui se produit sur MICAS. Un nouveau nombre adimensionnel L, représentant la compétition entre les effets d'inertie, de flottabilité et l'effet Coanda, est alors défini. Ce nombre permet d'assurer correctement la transposition du détachement et donc du redressement entre MICAS, MOJIT-Eau et MOJI/4. Les conditions attendues sur ASTRID par la conservation de ce nombre permettent d'étudier la distorsion de la similitude eau-sodium sur les échanges thermiques. L'eau est alors vérifiée comme un choix pertinent pour la représentativité de maquettes petites échelles vis-à-vis d'ASTRID en retrouvant le nombre de Péclet (représentant les modes d'échanges thermiques) du réacteur : le changement de fluide corrige le changement d'échelle sur ces aspects
Safety studies and numerical modelling implemented within the framework of studies on fast neutron reactors imply a need for validation of calculation codes using representative mock-ups. A safety issue identified in this type of reactor is the rise of the radial jet resulting from the impact of hot jets from the core to the Upper Core Structure (UCS). This rise induces thermal fluctuations and thermal stratification in the upper plenum causing thermal fatigue on the components. Understanding the various mechanisms at work in the phenomenon of radial jet raising is necessary in order to be predictive about the operating conditions for which this phenomenon occurs. For this purpose, the MICAS mock-up is used, which geometrically reproduces the upper plenum of the ASTRID reactor on a 1/6 scale, using water as a simulating fluid instead of sodium. In order to validate the ASTRID simulation codes, the representativeness of the MICAS mock-up must be validated with respect to its reduced scale but also to its simulating fluid. In order to study the transposition of the jet behaviour between different scales, a method of scale effects analysis is introduced, based on three mock-ups at different scales but representative of the reactor. A phenomenological study is carried out on a simplified model, PIGNIA, allowing to verify experimentally the theoretical dependence of the trajectory of the jet on the densimetric Froude number of the radial jet, justifying its conservation as a similarity parameter for the transposition of the jet behaviour. A transfer function to relate the radial jet conditions to the nozzle outlet conditions is established theoretically and validated experimentally. To obtain a critical value of the densimetric Froude number in representative geometry, tests are performed on the MICAS model. Based on the experimental conditions of MICAS leading to the rise of the jet, two representative mock-ups are sized: MOJIT-Eau and MOJI/4, respectively at scales 1/2,5 and 1/4 relative to MICAS. A study of the flow under isothermal conditions on the MOJIT-Eau and MOJI/4 mock-ups shows an attachment of the radial jet to the surface of the core, due to Coanda effect. This effect depends only on the geometrical quantities of the system. A thermal-hydraulic study is finally carried out to verify the conditions of extrapolation of the recovery phenomenon. A binary behaviour is observed on the rise of the jet, which is either attached and runs along the core or detached and rises in the plenum. The Coanda effect plays a major role on the stability of the jet. The densimetric Froude number alone is not sufficient to characterize this phenomenon, which occurs on MICAS. A new dimensionless number L, representing the competition between inertia, buoyancy and Coanda effects, is then defined. This number allows for the correct transposition of the detachment and thus the rise of the jet between MICAS, MOJIT-Eau and MOJI/4. The conditions expected on ASTRID by the conservation of this number allow to study the distortion of the water-sodium similarity on the heat exchanges. Water is then verified as a relevant choice for the representativeness of small-scale mock-ups with respect to ASTRID by estimating the Péclet number (representing the heat exchange modes) of the reactor: the change of fluid corrects the change of scale on these aspects

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Gutierrez, Gaëlle. "Étude du comportement thermique et sous irradiation du xénon dans l'oxycarbure de zirconium". Phd thesis, Université Claude Bernard - Lyon I, 2011. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00670024.

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Abstract (sommario):

Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l'emploi de matériaux d'enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l'irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l'oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d'implantation sur la migration thermique du xénon dans le ZrC0.95O0.05, des ions 136Xe2+ ont été implantés à une énergie de 800 keV à trois fluences : 1015, 1016 et 1017 at/cm². Les échantillons ont ensuite été recuits sous vide secondaire dans une gamme de températures de 1500 à 1800°C. Les profils de distribution du xénon ont été mesurés par RBS ou par SIMS. Des analyses par MET, MEB, NBS et PAS-DBS ont été réalisées à chaque étape. Cette étude a montré qu'à 1015 et 1016 at/cm2 le xénon est piégé dans des bulles nanométriques dans les murs de dislocations. A 1017 at/cm2, la coalescence des bulles de plus grandes tailles conduit au relâchement du xénon aux joints de grains. Pour les échantillons de ZrC0,8O0,2, les recuits conduisent à une oxydation de surface corrélée à un important relâchement du xénon. Parallèlement, des expériences d'irradiation ont été effectuées sur la plateforme JANNUS et auprès du Tandem afin de déterminer le rôle respectif des dégâts balistiques et électroniques sur la migration du xénon. Nous avons observé que ces conditions d'irradiation n'entrainaient pas de migration du xénon

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Cheik, Njifon Ibrahim. "Modélisation des modifications structurales, électroniques et thermodynamiques induites par les défauts ponctuels dans les oxydes mixtes à base d'actinides (U,Pu)O2". Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0356.

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Abstract (sommario):

(U,Pu)O2 (aussi appelé MOX) est actuellement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) avec une teneur massique en Pu d’environ 10 %. Il est également envisagé comme combustible de référence pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, avec une teneur massique en Pu d’environ 25 %. En conditions opérationnelles, (U,Pu)O2 est soumis à des réactions de fission qui génèrent une grande quantité de défauts et de produits de fission. Par migration, ces défauts et produits de fission gazeux peuvent s'agréger en nano-cavités, dislocations et bulles de gaz, conduisant à une modification de la microstructure. Une meilleure description du comportement du combustible à l’échelle atomique, notamment des mécanismes élémentaires impliqués dans la diffusion des défauts et des produits de fission, est donc nécessaire pour affiner les modèles utilisés dans les codes de performance des combustibles. Pour l’étude des propriétés de (U,Pu)O2, nous avons effectué des calculs de structure électronique basés sur la méthode DFT+U combinée au contrôle des matrices d’occupation des orbitales corrélées. Des minimisations d’énergie ainsi que la dynamique moléculaire ab initio ont été utilisées. Nous avons étudié dans un premier temps les propriétés du cristal de (U,Pu)O2 pour différentes teneurs en Pu. Nous avons ensuite étudié la stabilité des défauts ponctuels ainsi que les modifications structurales et électroniques induites par ces défauts ponctuels dans (U,Pu)O2 et (U,Ce)O2, matériau utilisé comme simulant de (U,Pu)O2. Enfin, nous avons étudié le piégeage et la solubilité des gaz de fission (Kr, Xe) et de l’hélium dans la matrice de (U,Pu)O2
(U,Pu)O2 (commonly called MOX) is currently used as nuclear fuel in pressurized water reactors with a Pu content of around 10 wt.%, and is envisaged as the reference fuel in Generation IV sodium fast reactors (SFR) with a Pu content of around 25 wt.%. Under operation, (U,Pu)O2 is submitted to fission reactions which generate a large quantity and variety of point defects, as well as fission products. By migrating, point defects and gaseous fission products can aggregate into nano-voids, dislocations and fission gas bubbles, which lead to the modification of the fuel microstructure. Therefore, a better description of the fuel behaviour at the atomic scale, and especially of the elementary mechanisms involved in the diffusion of point defects and fission products, is necessary to refine the models used in the fuel performance codes used to simulate the behaviour of fuels at the macroscopic scale. We use electronic structure calculations based on the DFT+U method combined with the occupation matrix control scheme (OMC) to investigate (U,Pu)O2 properties for various Pu contents. Static energy minimizations and ab initio molecular dynamics were used. We have first determined bulk structural, electronic and thermodynamics properties of (U,Pu)O2. We then studied the stability of point defects in (U,Pu)O2 and (U,Ce)O2, as well as the structural and electronic modifications induced by these point defects, in (U,Pu)O2 and the common experimental surrogate (U,Ce)O2. Finally, the fission gas (Kr and Xe) and helium (He) trapping and solubility in (U,Pu)O2 matrix are investigated

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Chaia, Nabil. "Mise au point de revêtements protecteurs pour le gainage du combustible en alliage de vanadium V-4Cr-4Ti destiné aux RNR-Na". Thesis, Université de Lorraine, 2013. http://www.theses.fr/2013LORR0149/document.

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Abstract (sommario):

L’usage de l’alliage de vanadium V-4Cr-4Ti comme matériau de gainage du combustible dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) représente un intérêt tout à fait particulier de par ses propriétés physico-chimiques attractives à savoir : une bonne compatibilité avec le sodium liquide, une transparence neutronique élevée et de bonnes propriétés mécaniques sous irradiation. Toutefois, la dissolution de l’oxygène dans le vanadium conduit à son durcissement de manière considérable et rend, par conséquence, son utilisation conditionnée par l’utilisation de protection externe moyennant des revêtements faisant office de barrière de diffusion à l’oxygène présent dans le sodium liquide à hauteur de quelques ppm. Au cours de ce travail, des revêtements diffusionnels à base siliciures binaires et ternaires sont élaborés essentiellement par cémentation activée en caisse. Leur capacité à protéger le substrat dans des milieux simulant les conditions d’un RNR-Na, caractérisés par un faible potentiel oxydant de O2, est avérée suite à des tests d’oxydation sous hélium impur à 650°C et de corrosion dans le sodium liquide à 550°C (test CorroNa au CEA de Saclay). D’autres tests d’oxydation sous air (cycliques, isothermes et fluage-flexion 3 points) ont montré la bonne résistance des revêtements à des températures au-delà de 900°C grâce à la formation d’une couche protectrice de SiO2, adhérente et compacte. Un autre volet de ce travail a permis d’aborder la stabilité microstructural du système gaine/revêtement dans les conditions accidentelles. Ceci a nécessité le calcul des coefficients d’interdiffusion en s’appuyant parallèlement sur les modèles de croissance multicouche de Wagner et de consommation mutuelle de Buscaglia. En dernier lieu, la coupe isotherme à 1200°C et la projection liquidus du système V-Cr-Si sont étudiés. Cette étape, préliminaire à l’étude du système quaternaire V-Cr-Ti-Si, doit permettre en perspective l’optimisation de l’architecture du revêtement et aider à la compréhension des mécanismes d’oxydation
The use of vanadium alloy V-4Cr-4Ti as fuel cladding in the generation IV sodium cooled fast reactor (SFR) is considered with a great interest thanks to its attractive physico-chimicals properties namely: a good compatibility with liquid sodium, a high neutronic transparency,a good mechanical properties even under irradiation. However, the dissolution of oxygen in vanadium leads to its hardening. This behavior imposes, consequently, the use of on external protection as coatings that can be considered as a barrier against oxygen diffusion contained in liquid sodium at very low concentrations (a few ppm). In this work, binary and ternary diffusional silicides coatings are produced mainly by halide activated pack cementation. Their ability to protect the substrate in media simulating a SFR’s conditions, with a low oxidation potential of O2, is proved according to the results of oxidation tests in impure helium at 650 ° C and corrosion in sodium liquid at 550 ° C (CorroNa test at CEA de Saclay). Other air oxidation tests (cyclic, isothermal and creep-bending 3 points) showed good resistance of coatings at temperatures above 900°C due to the formation of a protective layer of SiO2, adherent and compact. In another part of this work, the microstructural stability of the cladding/coating system in accidental conditions is studied. This required the calculation of interdiffusion coefficients using models of multilayer growth as proposed by Wagner and mutual consumption as proposed by Buscaglia. Finally, the isothermal section at 1200 ° C and the liquidus projection of V-Cr-Si system are studied. This step, preliminary to the study of quaternary V-Cr-Ti-Si system, should allow as a perspective the optimization of the architecture of the coating and help to understand the oxidation mechanisms

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Brazzale, Pietro. "Numerical and experimental study at the pilot scale of the hydrogen injection into liquid sodium by permeation through nickel membrane". Thesis, Toulouse, INPT, 2020. http://www.theses.fr/2020INPT0101.

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Abstract (sommario):

Dans le cadre des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis à Sodium (RNR-Na), le contrôle de la contamination du tritium dans les circuits sodium et la maitrise de sa diffusion dans l’atmosphère est fondamentale. Afin de piéger et récupérer le tritium, il est nécessaire de maintenir une quantité minimale d’hydrogène dissous dans le sodium liquide. L’injection d’hydrogène par perméation à travers une membrane dense de nickel a été proposée afin de fournir un apport d’hydrogène continu au flux de sodium liquide et obtenir la concentration en hydrogène souhaitée. Des membranes de nickel similaires ont été conçues dans le passé pour les RNR-Na (hydrogènemètres), mais un manque de connaissance et d’applications demeurent en ce qui concerne l’injection d’hydrogène par perméation. Dans cette étude, un nouveau prototype de perméateur a été conçu et testé expérimentalement à l’échelle pilote dans un circuit sodium expérimental, sous différentes conditions opératoires (température : 375°C-450°C; pression partielle d’hydrogène à l’alimentation : 5 kPa-28 kPa). Un système métrologique dédié a été élaboré, basé sur la chromatographie appliquée au gaz rétentat et couplé à la détection d’hydrogène dans le sodium via un hydrogène-mètre associé à un spectromètre de masse. Il fournit une estimation précise du flux de perméation d’hydrogène transféré de la phase gaz au sodium liquide. Des tests ont été menés en configuration gaz-vide et gaz-sodium : dans les deux cas, le flux de perméation dépend linéairement de la racine carrée de la pression partielle d’hydrogène en alimentation jusqu’à 20 kPa, démontrant ainsi que, dans cet intervalle, le processus est limité par la diffusion de l’hydrogène à travers la membrane de nickel. En particulier, la présence du sodium dans le côté perméat ne semble pas avoir d’influence significative sur le transfert de masse de l’hydrogène. Les résultats, comparés avec la loi théorique de la perméation, fournissent un coefficient de perméabilité expérimental, spécifique à la géométrie et à la configuration du prototype. La comparaison avec les résultats de la littérature, concernant des petits échantillons de nickel, révèle dans cette étude des coefficients de perméabilité légèrement plus élevés ainsi qu’une énergie d’activation plus faible. Cela pourrait s’expliquer par des phénomènes ayant lieu dans le réticule cristallin de la membrane, probablement liés à la déformation à froid subie lors de sa fabrication, avec un impact sur la perméation. Globalement, le processus expérimental a été validé avec succès tout en démontrant la faisabilité de cette application à l’échelle pilote. Un modèle analytique 1D a été développé avec une approche multi-physique, afin d’établir le transfert de masse radial de l’hydrogène à travers les trois domaines physiques : gaz, nickel et sodium liquide. Il utilise des corrélations de référence pour le transfert de masse convectif dans la phase gaz et sodium en géométrie tubulaire, la loi de Sieverts pour les équilibres H-Ni et H-Na, la loi de Richardson pour la perméation de l’hydrogène à travers la membrane de nickel, considérée limitée par la diffusion. Des simulations CFD, réalisées dans une géométrie 2D axisymétrique avec Comsol-Multi-physics, ont fourni une meilleure compréhension des phénomènes de transport ayant lieu et ont confirmé les résultats obtenus par le plus simple modèle 1D sous certaines conditions, spécifiques au prototype expérimental. En conclusion, l’activité expérimentale a montré un bon accord avec le modèle 1D et les simulations CFD tout au long de l’intervalle de température et jusqu’à des pressions partielles d’hydrogène de 20 kPa. En rassemblant les éléments expérimentaux et numériques obtenu par cette étude, une loi constituée d’une simple équation a été définie pour décrire les performances du prototype afin d’aider l’activité de conception de cette application à l’échelle industrielle
In the framework of the SFR (Sodium-cooled Fast Reactors), the management of tritium contamination in sodium circuits and the control of its release in atmosphere is fundamental. In order to capture and recover the tritium, it is necessary to maintain a certain amount of hydrogen dissolved in the liquid sodium stream. The hydrogen injection by permeation through nickel dense membranes has been proposed to provide a continuous hydrogen intake to liquid sodium stream, thus allowing the desired hydrogen concentration to be reached. Similar nickel-based membranes have been developed in the past for SFR (i.e. hydrogen-meters), but a lack of knowledge and applications is found for what concerns the hydrogen injection by permeation. In this study, an original permeator prototype has been designed and an experimental activity at pilot-scale has been carried out on an experimental sodium loop, under different operating conditions (temperature: 375°C-450°C; hydrogen supply partial pressures: 5 kPa-28 kPa). A dedicated measurement system, based on the gas chromatography on the retentate side, coupled to the hydrogen detection inside sodium (through a dedicated hydrogen-meter using mass spectrometry), has provided an accurate estimation of the hydrogen permeation flowrate. Tests are carried out for both a gas-vacuum and a gas-sodium configuration: in both cases, the global hydrogen permeation flowrate depends linearly on the square root of the hydrogen partial pressure in the feed side up to 20 kPa, thus demonstrating that the process in this range is limited by the hydrogen diffusion inside the nickel membrane. In particular, the presence of sodium in the permeate side does not affect significantly the whole mass transfer process. The results, compared to the permeation theoretical laws, provide an experimental permeability coefficient, specific to the prototype geometry and configuration. Comparison to values from the literature results for small nickel samples, showed that some metal-lattice phenomenon, probably linked to the membranes deformation by cold-working, could affect the hydrogen permeation in this study. In fact, slightly higher permeation coefficient with a lower activation energy is found here if compared to the literature. Finally, the experimental process has been successfully validated, thus demonstrating the feasibility of this application at the pilot-scale. An analytical 1D model has been set up with a multi-physics approach, in order to assess the radial hydrogen mass transfer in steady conditions over three physical domains, including gas, nickel and liquid sodium. It includes benchmark literature correlations for the convective mass transfer inside gas and sodium phase in tubular geometry, the Sieverts law for the H-Ni and H-Na equilibrium, coupled to the Richardson’s law for the hydrogen permeation through the nickel membrane, assumed to be diffusion-limited. CFD simulations, performed in a 2D axial-symmetric geometry with the software Comsol Multiphysics, have provided a better comprehension of the transport phenomena taking place and have confirmed the results of the straightforward 1D model under certain conditions, specific to the experimental prototype. Finally, the experimental results have shown a good agreement with the 1D model and CFD simulations in the whole temperature interval and up to a hydrogen partial pressure of 20 kPa. By resuming all the elements provided by this study, both at the experimental and numerical stage, a single equation law has been defined to describe the prototype performance and to enhance the industrial scale-up design activity

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Gutierrez, Gaëlle. "Étude du comportement thermique et sous irradiation du xénon dans l’oxycarbure de zirconium". Thesis, Lyon 1, 2011. http://www.theses.fr/2011LYO10276/document.

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Abstract (sommario):

Les réacteurs GEN IV (GFR) nécessitent l’emploi de matériaux d’enrobage ayant une bonne transparence aux neutrons, une conductivité thermique élevée et agissant comme barrière de diffusion pour les produits de fission. Le but de cette étude est de déterminer le rôle de la température et de l’irradiation sur le comportement du xénon implanté dans l’oxycarbure de zirconium (ZrCxOy). A cet effet, des poudres de deux stoechiométries ZrC0,95O0,05 et ZrC0,8O0,2 ont été synthétisées puis frittées par frittage flash, ou sous charge. Pour étudier le rôle de la fluence d’implantation sur la migration thermique du xénon dans le ZrC0.95O0.05, des ions 136Xe2+ ont été implantés à une énergie de 800 keV à trois fluences : 1015, 1016 et 1017 at/cm². Les échantillons ont ensuite été recuits sous vide secondaire dans une gamme de températures de 1500 à 1800°C. Les profils de distribution du xénon ont été mesurés par RBS ou par SIMS. Des analyses par MET, MEB, NBS et PAS-DBS ont été réalisées à chaque étape. Cette étude a montré qu’à 1015 et 1016 at/cm2 le xénon est piégé dans des bulles nanométriques dans les murs de dislocations. A 1017 at/cm2, la coalescence des bulles de plus grandes tailles conduit au relâchement du xénon aux joints de grains. Pour les échantillons de ZrC0,8O0,2, les recuits conduisent à une oxydation de surface corrélée à un important relâchement du xénon. Parallèlement, des expériences d’irradiation ont été effectuées sur la plateforme JANNUS et auprès du Tandem afin de déterminer le rôle respectif des dégâts balistiques et électroniques sur la migration du xénon. Nous avons observé que ces conditions d’irradiation n’entrainaient pas de migration du xénon
Refractory ceramics are considered for the GEN IV reactors (GFR). Transition metal carbides, like ZrC, are candidates as components for fuel elements owing to their good thermal stability and their neutronic performance. An extensive study was carried out to elucidate the role of temperature on the diffusion of xenon, an abundant and volatile radionuclide, in zirconium oxycarbide. For that purpose, dense zirconium carbide samples ZrC0.8O0.2 and ZrC0.95O0.05 were synthesized using Spark Plasma Sintering and Hot Pressing. 136Xe2+ ions were implanted at three fluencies: 1015, 1016 and 1017 at/cm2, at an energy of 800 keV. Thermal annealing were carried out under vacuum in a temperature range of 1500°C to 1800°C. The Xe distribution profiles were measured either by Rutherford Backscattering Spectrometry or by Secondary Ion Mass Spectrometry before and after the different treatments. Our results show that the ZrC0.8O0.2 stoichiometry is not stable at high temperature and for the ZrC0.95O0.05 stoichiometry, the Xe migration behaviour depends on the implantation fluence. The role of the implantation defects, their evolution during annealing and the trapping of Xe into bubbles was evidenced using Positron Annihilation Lifetime Spectroscopy and Transmission Electron Microscopy. In order to simulate the effects due to neutron irradiation, irradiation experiments were carried out at the JANNUS irradiation platform at CEA Saclay and the Alto Tandem accelerator at Orsay taking into account the respective roles of the ballistic and electronic processes. We observed that no xenon migration occurred after irradiation

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

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Abstract (sommario):

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

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Ingremeau, Jean-Jacques. "Méthodologie d’optimisation d’un coeur de réacteur à neutrons rapides, application à l’identification de solutions (combustible, coeur, système) permettant des performances accrues : étude de trois concepts de coeurs refroidis à gaz, à l’aide de l’approche FARM". Thesis, Paris 11, 2011. http://www.theses.fr/2011PA112253/document.

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Abstract (sommario):

Dans l’étude de tout nouveau réacteur nucléaire, la conception de son cœur est une étape décisive. Or il s’agit d’un problème complexe, qui couple fortement la neutronique, la thermomécanique du combustible et la thermo-hydraulique. Actuellement cette conception se fait par longues itérations successives entre les différentes spécialités. Afin d’optimiser de façon plus globale et complète la conception d’un cœur, une nouvelle démarche appelée FARM (FAst Reactor Methodology) a été développée dans le cadre de la thèse. Elle consiste à établir des modèles simplifiés de neutronique, mécanique et thermo-hydraulique, sous forme analytique ou d’interpolation de calculs de codes de référence, puis à les coupler, de manière à pré-dimensionner automatiquement un cœur à partir de variables d’optimisation. Une fois ce modèle établi, on peut explorer et optimiser directement de nombreux cœurs, à partir d’algorithmes génétiques de façon à améliorer leurs performances (inventaire Plutonium en cycle, …) et leur sûreté (estimateurs de sûreté pour accidents protégés et non-protégés). Une réflexion a également due être menée pour déterminer les performances d’un cœur, ainsi que la façon de prendre en compte la sûreté. Cette nouvelle approche a été utilisée pour optimiser la conception de trois concepts de cœurs de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Gaz (RNR-G). Tout d’abord, la conception du RNR-G à combustible carbure et à aiguilles en SiC a pu être optimisée. Les résultats ont permis d’une part de démontrer que le cœur de référence issu de la méthode itérative était optimal (c'est-à-dire sur le front de Pareto). D’autre part, l’optimisation a également permis de proposer de nombreux autres cœurs, où en dégradant un estimateur de sûreté ou une performance (sur lesquels des marges étaient disponibles), on améliore les autres performances. Une évolution de ce concept utilisant la nouvelle technologie du buffer, a également été modélisée dans FARM et optimisée. FARM a ainsi permis de proposer les premières images de cœur GFR carbure gainé en SiC utilisant la technologie buffer, et d’estimer leurs performances. Les résultats obtenus montrent que cette innovation permet d’atteindre des cœurs beaucoup plus performants et/ou beaucoup plus « sûrs » (plusieurs profils de cœurs étant proposés). Une troisième application de FARM a été réalisée sur un concept de GFR carbure gainé en Vanadium, où là aussi FARM a proposé les premières images de cœur. Toutefois les grandes incertitudes en jeu ne permettent pas véritablement de conclure sur les performances de ce concept, qui semble prometteur.Ainsi, la faisabilité d’une optimisation globale, couplant les différentes physiques d’un cœur de réacteur nucléaire a été démontrée. Si la méthode ainsi obtenue (FARM) est moins précise que la méthode classique, elle permet d’explorer et d’optimiser beaucoup plus rapidement (en quelques semaines au lieu de quelques mois) un grand nombre de cœurs et est parfaitement adaptée pour l’étape de préconception des cœurs de réacteurs ; d’autres études détaillées permettant ensuite d’affiner l’image de cœur retenue
In the study of any new nuclear reactor, the design of the core is an important step. However designing and optimising a reactor core is quite complex as it involves neutronics, thermal-hydraulics and fuel thermomechanics and usually design of such a system is achieved through an iterative process, involving several different disciplines. In order to solve quickly such a multi-disciplinary system, while observing the appropriate constraints, a new approach has been developed to optimise both the core performance (in-cycle Pu inventory, fuel burn-up, etc…) and the core safety characteristics (safety estimators) of a Fast Neutron Reactor. This new approach, called FARM (FAst Reactor Methodology) uses analytical models and interpolations (Metamodels) from CEA reference codes for neutronics, thermal-hydraulics and fuel behaviour, which are coupled to automatically design a core based on several optimization variables. This global core model is then linked to a genetic algorithm and used to explore and optimise new core designs with improved performance. Consideration has also been given to which parameters can be best used to define the core performance and how safety can be taken into account.This new approach has been used to optimize the design of three concepts of Gas cooled Fast Reactor (GFR). For the first one, using a SiC/SiCf-cladded carbide-fuelled helium-bonded pin, the results demonstrate that the CEA reference core obtained with the traditional iterative method was an optimal core, but among many other possibilities (that is to say on the Pareto front). The optimization also found several other cores which exhibit some improved features at the expense of other safety or performance estimators. An evolution of this concept using a “buffer”, a new technology being developed at CEA, has hence been introduced in FARM. The FARM optimisation produced several core designs using this technology, and estimated their performance. The results obtained show that this innovative feature leads to much higher performing and/or safer cores. The FARM approach has also been applied to a GFR concept using a vanadium cladding. However the large uncertainties involved do not really enable one to evaluate the performance of this promising concept.In summary, the feasibility of a global multi-disciplinary optimization has been demonstrated. Although the resulting method (FARM) is less accurate than the conventional method, it allows fast optimization and permits a large number of cores to be explored quickly, and is ideally suited for the preliminary designs studies before further refinement of the core design

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