En cas d' accident grave de réacteur nucléaire, la perte de réfrigérant peut conduire à la formation d'un mélange liquide à haute température (T>2500K) constitué majoritairement du combustible nucléaire et des matériaux de structure (corium). En cas de rupture de la cuve, le corium est susceptible d'interagir avec le béton de l'enceinte de confinement. Au contact du béton, la présence d'acier liquide modifie les processus d'ablation du béton et entraine une production de H2 et CO. Les objectifs de cette thèse étaient de déterminer la cinétique d'oxydation de l'acier liquide dans ces conditions, et d'identifier les mécanismes prépondérants. Pour répondre à ces objectifs, trois volets ont été développés: une approche à l'équilibre thermodynamique, des expériences analytiques à effets séparés et des expériences intégrales avec du corium prototypique. L'analyse des expériences intégrales montre que les gaz relâchés par le béton ne sont pas les seules sources d'oxydation, mais qu'une source d'oxydation extérieure au béton participe aux mécanismes d'oxydation. Les expériences analytiques ainsi que les calculs à l'équilibre thermodynamique ont montré que le corium, par sa capacité à devenir sur-stoechiométrique, est une source d'oxydation supplémentaire. Au contraire, les oxydes du béton ne participent pas au mécanisme d'oxydation. Le mécanisme d'oxydation de l'acier liquide est basé sur une oxydation relativement forte du chrome et du fer. Le nickel n'est pas oxydé, et serait consommé préférentiellement par Évaporation d'après les calculs thermodynamiques. L'étude cinétique de l'oxydation a permis d'une part d'établir deux lois cinétiques d'oxydation par O2 et CO2 et d'autre part de proposer une modélisation de la cinétique d'oxydation de l'acier lors des essais intégraux. / In case of severe nuclear accident, the loss of coolant leads to the formation of a high temperature liquid mixture (T>2500K) of nuclear fuel and structural materials inside the vessel. After the vessel failure, the corium could interact with the concrete of the reactor pit. The metallic phase inside the corium during corium-concrete interaction, changes the ablation processes and release H2 and CO. The aim of the PhD thesis was to study the kinetics and mechanisms of the liquid steel oxidation during corium-concrete interaction. In this way, the study was divided in three parts: with calculations at the thermodynamic equilibrium, with analytical experiments and with prototypical experiments. The results of oxidation analyses during prototypical experiments show that gases inside the concrete are not the only one source of oxidation and that another source outside the concrete have to participate to the oxidation mechanism. The analytical experiments and the thermodynamic approach show that the corium can oxidize the metallic phase whereas the concrete oxides cannot. The oxidation mechanism of liquid steel is based on high chromium and iron oxidation leading to their depletion. Oxidation of nickel does not occur, it would be mainly evaporated according to the thermodynamic calculations. Thanks to the kinetic study, the rates of the liquid steel oxidation by O2 et CO2 have been found and a phenomenological model have been proposed to estimate the steel oxidation during the prototypical experiments.

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l'Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d'une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l'étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l'Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d'intervenir lors d'un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l'étude dans les programme de R&D. Au cours d'un accident de fusion d'un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l'accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l'eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée "explosion de vapeur" qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l'apparition et le rendement d'une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet "effet matériau" a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l'ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d'un accident grave d'un réacteur nucléaire. Quelques exemples d'accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d'ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s'isolent d'un film de vapeur. ii) Déclenchement - le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l'ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l'eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...]

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.

Ce travail a été réalisé en cotutelle entre l’Université Charles à Prague (République Tchèque) et l'Université de Strasbourg (France). Il a également profité d’une coopération entre l'Institut de Chimie Inorganique de l'Académie des Sciences de République Tchèque et le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA, Cadarache, France). Les résultats des travaux ont contribué au projet OCDE / AEN Serena 2 (Programme portant sur l’étude des effets d'une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau). La thèse présentée se situe dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la science des matériaux. Elle traite de l’Interaction Combustible-Réfrigérant (ICR, ou FCI en anglais pour Fuel-Coolant Interaction) susceptible d’intervenir lors d’un accident grave de réacteur nucléaire et actuellement à l’étude dans les programme de R&D. Au cours d’un accident de fusion d’un coeur de réacteur, les matériaux fondus peuvent interagir avec le liquide de refroidissement (eau légère), aussi appelé réfrigérant. Cette interaction peut se produire à l'intérieur de la cuve ou, en cas de rupture de celle-ci, à l'extérieur. Ces deux scénarios sont couramment appelés Interaction Combustible-Réfrigérant en- et hors- cuve et se distinguent de par les conditions du réacteur lors de l’accident : pression du système, degré de sous refroidissement de l’eau, etc. L'interaction entre le combustible fondu et le liquide de refroidissement peut évoluer vers une détonation thermique appelée «explosion de vapeur» qui peut endommager le réacteur, voire compromettre l'intégrité du confinement. Des expériences récentes ont montré que la composition du combustible a un effet majeur sur l’apparition et le rendement d’une telle explosion. En particulier, des comportements différents ont été observés entre un matériau simulant, l'alumine, qui explose très facilement, et diverses compositions de corium prototypique (80 m. % UO2, 20% m.% ZrO2). Cet «effet matériau» a suscité un intérêt nouveau pour les analyses post-expériences des débris issus de l’ICR afin de déterminer les mécanismes qui interviennent au cours de ces phénomènes extrêmement rapides. La thèse est organisée en neuf chapitres. Le chapitre 1 constitue une introduction générale et présente le contexte d’un accident grave d’un réacteur nucléaire. Quelques exemples d’accidents graves (Three Miles Island 1979, Tchernobyl 1986 et Fukushima 2011) sont brièvement abordés. Le chapitre 2 résume les aspects théoriques de l'interaction combustible-réfrigérant. Il est divisé en quatre parties correspondant aux quatre étapes généralement rencontrées lors du mécanisme d’ICR i) Prémélange - le combustible fondu, versé dans l'eau, se fragmente en gouttelettes grossières qui s’isolent d’un film de vapeur. ii) Déclenchement – le film de vapeur entourant les gouttes de combustible est déstabilisé, permettant ainsi la fragmentation fine du combustible. iii) Propagation - la fragmentation du combustible se propage à l’ensemble du prémélange, augmentant ainsi la surface de contact entre le combustible fondu et l’eau. Ceci conduit à une production intense de vapeur à grande échelle. iv) Expansion (explosion) - l'énergie thermique transférée du combustible à l'eau est transformée en travail mécanique de la vapeur.[...] / This work has been performed under co-tutelle supervision between Charles University in Prague (Czech Republic) and Strasbourg University (France). It also profited from the background and cooperation of Institute of Inorganic Chemistry Academy of Science of the Czech Republic and French Commission for Atomic and Alternative energies (CEA Cadarache). Results of the work contribute to the OECD/NEA project Serena 2 (Program on Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications).Presented thesis can be classed in the scientific field of nuclear safety and material science. It is aimed on the socalled “molten nuclear Fuel – Coolant Interaction” (FCI) that belongs among the recent issues of the nuclear reactorsevere accident R&D. During the nuclear reactor melt down accident the melted reactor load can interact with the coolant (light water). This interaction can be located inside the vessel or outside in the case of vessel break-up. These two scenarios are commonly called in- and ex-vessel FCI and they differ in the conditions such as initial pressure of the system, water sub-cooling etc. The Molten fuel – coolant interaction can progress into thermal detonation called “steam explosion” that can challenge the reactor or containment integrity.Recent experiments have shown that the melt composition has a major effect on the occurrence and yield of such explosion. In particular, different behaviors have been observed between simulant material (alumina), which has important explosion efficiency, and some prototypic corium compositions (80 w. % UO2, 20% w. % ZrO2). This “material effect” has launched a new interest in the post-test analyses of FCI debris in order to estimate the processes occurring during these extremely rapid phenomena. The thesis is organized in nine chapters. The chapter 1 gives the general introduction and context of the nuclear reactor accident. Major nuclear accidents (Three Miles Island 1979, Chernobyl 1986 and Fukushima 2011) are briefly described. The chapter 2 summarizes the theoretical aspects of the fuel – coolant interaction. It is divided in four thematic fields according to the FCI progression. In general, FCI has four stages: i) Premixing – hot melt is poured in water and fragmented in coarse droplets surrounded by steam filmii) Triggering – steam film around melt droplets is destabilized allowing fine fragmentation iii) Propagation – the fine fragmentation propagate through the premixture increasing the melt – water interface area, which leads to large steam production iv) Expansion (explosion) – Thermal energy transferred from the melt to water is changed into mechanical workof the steam.The chapter 3 summarizes the research conducted in different experimental facilities using nonradioactive simulant or radioactive prototypic materials. The chapter 4 shows the results of thermodynamic calculations, by which thepossible chemici reactions between melts and water/steam at high temperatures were modeled. Second part presentsthe results of 1D calculations of radiation heat transfer from FCI materials to water/steam. The chapter 5 describes the material analyses of non-radioactive simulant debris coming from MISTEE experimental research program (KTH, Sweden) and PREMIX, ECO facilities (FZK, Germany). The chapters 6 to 8 describe the material analyses of radioactive prototypic debris coming from KROTOS research program (CEA, France). The KROTOS KS2 test used melt composition 70 w. % UO2 and 30 w. % ZrO2, the KS4 test 80 w. % UO2 and 20 w. % ZrO2, the last KS5 test used suboxidized melt 80.1 w. % UO2 and 11.4 w. % ZrO2 and 8.5 w. % metallic Zr. The chapter 9 concludes the work and presents future perspectives.

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles. Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel. Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre. Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios. These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient. This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements.

Les Etudes Probabilistes de Sûreté (EPS) de niveau 2 en centrale nucléaire visent à identifier les séquences d’événements pouvant correspondre à la propagation d’un accident d’un endommagement du cœur jusqu’à une perte potentielle de l’intégrité de l’enceinte, et à estimer la fréquence d’apparition des différents scénarios possibles.<p>Ces accidents sévères dépendent non seulement de défaillances matérielles ou d’erreurs humaines, mais également de l’occurrence de phénomènes physiques, tels que des explosions vapeur ou hydrogène. La prise en compte de tels phénomènes dans le cadre booléen des arbres d’événements s’avère difficile, et les méthodologies dynamiques de réalisation des EPS sont censées fournir une manière plus cohérente d’intégrer l’évolution du processus physique dans les changements de configuration discrète de la centrale au long d’un transitoire accidentel.<p>Cette thèse décrit l’application d’une des plus récentes approches dynamiques des EPS – la Théorie de la Dynamique Probabiliste basée sur les Stimuli (SDTPD) – à différents modèles de déflagration d'hydrogène ainsi que les développements qui ont permis cette applications et les diverses améliorations et techniques qui ont été mises en oeuvre.<p><p>Level-2 Probabilistic Safety Analyses (PSA) of nuclear power plants aims to identify the possible sequences of events corresponding to an accident propagation from a core damage to a potential loss of integrity of the containment, and to assess the frequency of occurrence of the different scenarios.<p>These so-called severe accidents depend not only on hardware failures and human errors, but also on the occurrence of physical phenomena such as e.g. steam or hydrogen explosions. Handling these phenomena in the classical Boolean framework of event trees is not convenient, and dynamic methodologies to perform PSA studies are expected to provide a more consistent way of integrating the physical process evolution with the discrete changes of plant configuration along an accidental transient.<p>This PhD Thesis presents the application of one of the most recently proposed dynamic PSA methodologies, i.e. the Stimulus-Driven Theory of Probabilistic Dynamics (SDTPD), to several models of hydrogen explosion in the containment of a plant, as well as the developed methods and improvements.<p> / Doctorat en Sciences de l'ingénieur / info:eu-repo/semantics/nonPublished