Thèse soutenue

Contribution à la prédiction du déroulement de scénarios d'accidents graves dans un RNR-Na

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Auteur / Autrice : Xavier Manchon
Direction : Michel Lance
Type : Thèse de doctorat
Discipline(s) : Energétique
Date : Soutenance le 17/11/2017
Etablissement(s) : Lyon
Ecole(s) doctorale(s) : Ecole doctorale Mécanique, Energétique, Génie Civil, Acoustique (Villeurbanne ; 2011-....)
Partenaire(s) de recherche : établissement opérateur d'inscription : École Centrale de Lyon (1857-....)
Laboratoire : Laboratoire de mécanique des fluides et acoustique (Rhône)
Jury : Président / Présidente : Rémi Revellin
Examinateurs / Examinatrices : Michel Lance, Bernard Carluec, Damien Schmitt
Rapporteurs / Rapporteuses : Elsa Merle, Catherine Colin

Résumé

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La démarche de conception et de sûreté du réacteur ASTRID, démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Sodium, implique la modélisation de scénarios d’accidents graves qui font intervenir une fusion du cœur du réacteur. L’objectif de la thèse, en soutien à cette modélisation, est de contribuer à l’identification des processus susceptibles de faire bifurquer un scénario d’accident grave. Deux phases d’un scénario sont traitées pour cela. Tout d’abord, le début d’une séquence de perte de débit primaire non protégée est analysé à l’aide d’un critère analytique développé pendant la thèse, visant à prédire la bifurcation de la décroissance du débit vers un état stabilisé ou bien vers un état instable, menant à la dégradation du cœur. Ce nouveau critère, qui présente l’intérêt de tenir compte de l’effet de l’évolution de la puissance sur la stabilité du débit, est vérifié à l’aide d’un outil de calcul dédié aux accidents de perte de débit non protégés. Dans un second temps, les processus prépondérants impliqués dans une vaporisation de combustible liquide suivie d’une détente de sa vapeur, consécutives à une excursion de puissance accidentelle, sont identifiés via une analyse dimensionnelle. En reprenant les résultats de cette analyse, un outil de calcul est par la suite développé, dont l’objet est de déterminer l’énergie mécanique transmise à la cuve du réacteur lors de la détente. La question du transfert thermique entre la vapeur de combustible se détendant et le caloporteur est particulièrement étudiée. Cet outil est validé via une comparaison à des résultats expérimentaux et à des résultats de calculs issus d’un autre code. Des études paramétriques permettent enfin de quantifier la variabilité des résultats due au choix de modélisation et aux incertitudes sur les données physiques employées.