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Enhancing Nuclear Safety


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Écoulements turbulents anisothermes et relâchement de produits de fission en situation accidentelle sur un réacteur nucléaire

Guillaume Brillant has defended his HDR on 21st June 2012 in Cadarache.

Document type > *Mémoire/HDR/Thesis

Keywords >

Research Unit > IRSN/DPAM/SEMCA/LESAM

Authors > BRILLANT Guillaume

Publication Date > 21/06/2012

Summary

La prévention des accidents susceptibles de se produire dans une installation nucléaire, ainsi que l’étude des moyens à mettre en oeuvre pour en limiter les conséquences sur le public et l’environnement constituent une des missions majeures pour l’expertise nucléaire française. Elle passe par une meilleure compréhension des phénomènes impliqués, par le biais de programmes de recherche finalisée, ainsi que le développement de logiciels de calcul et de méthode d’évaluation. Ces outils, une fois qualifiés, permettent d’estimer les risques encourus et d’analyser l’efficacité des dispositions prévues par l’exploitant pour y faire face. Les travaux de recherche rassemblées dans ce mémoire s’inscrivent dans cette démarche d’amélioration du niveau de sûreté des centrales nucléaires avec un recours à deux grands domaines de la physique, à savoir la mécanique des fluides et la physique du solide.

La rupture d’une tuyauterie du circuit primaire ou d’un circuit secondaire d’un réacteur peut conduire à un échauffement des crayons combustibles qui doit rester limité afin que l’endommagement du combustible ne mette pas en cause le refroidissement du coeur du réacteur et évite sa fusion. Le faïençage thermique est une des causes de rupture des tuyauteries, notamment au niveau des Té de mélange des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium du fait des forts écarts de température entre les deux entrées du Té. L’évaluation du risque de faïençage thermique des conduites des centrales nucléaires nécessite des simulations fines d’écoulements turbulents pour estimer correctement l’amplitude des fluctuations de température ainsi que leur répartition spectrale. Nous avons pu observer que la simulation des grandes échelles est un outil de choix pour évaluer ces fluctuations au travers de l’étude de l’impact de l’effusion sur une couche limite turbulente. L’utilisation d’une entrée de fluide turbulente est primordiale pour la qualité de ce type de simulations et nous a conduit à développer une méthode de recyclage des fluctuations. Moyennant l’utilisation de cette condition d’entrée de fluide, nous avons obtenu un bon accord entre les simulations et les mesures expérimentales obtenues par anémométrie fil chaud/froids sur l’impact de l’effusion sur une couche limite turbulente. Nous avons ensuite utilisé la simulation des grandes échelles sur deux configurations de Té de mélange : l’une plutôt académique avec des conduites à section carrée, et l’autre directement appliquée puisque correspondant à un cas opérationnel rencontré dans la centrale de Phénix.

Pendant et immédiatement après un accident sur une centrale nucléaire, la partie de l’inventaire de produits de fission libérée dans l’enceinte de confinement, et susceptible éventuellement d’être libérée dans l’environnement, est appelée terme source. L’estimation de ce terme source requiert une bonne évaluation de la première étape du relâchement, c’est à dire le relâchement des produits de fission hors des pastilles combustible. Pour ce faire, on se base, d’une part, sur une banque de données alimentée par des programmes expérimentaux et sur des simulations effectuées au moyen de codes de calcul d’accidents graves. Afin de pouvoir estimer au mieux ce terme source par les simulations dans une large gamme de conditions (température, pression d’oxygène, composition d’atmosphère dans le coeur, ...), nous avons développé des modèles de relâchement des produits de fission hors du combustible. Ces modèles ont été élaborés sur la base de l’interprétation du comportement des produits de fission dans des expériences représentatives du relâchement de produits de fission, de calculs ab initio et de calculs d’équilibres thermodynamiques. Nous avons ensuite implémenté ces modèles dans le code de calcul Astec et validé ceux-ci sur les essais du programme Vercors avec du combustible à taux de combustion intermédiaire. Le recours à des calculs ab initio a été très profitable pour l’étude du comportement des produits de fission dans le dioxyde d’uranium. Nous avons ainsi pu évaluer les énergies de solution des produits de fission dans la matrice UO2 et évaluer la stabilité des produits de fission dissous dans la matrice combustible vis à vis de la formation de phases secondaires.


Jury
 
Mr Jérome Bellettre, University teacher (Nantes), reporter
Mrs Françoise Daumas-Bataille, University teacher (Perpignan)
Mr Gérard Ducros, Research Director in CEA (Cadarache)
Mr Christophe Gourdon, University teacher (Toulouse), reporter
Mr Jean-Claude Micaelli, Research Director in IRSN (Cadarache)
Mr Alain Pasturel, Research Director in CNRS (Grenoble), reporter

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