This study focused on experimentally determining the cooling performance of a fully cooled, scaled-up model of a C3X turbine vane. The primary objective was to determine the differences in overall effectiveness in the presence and absence of a hot mainstream flowing over the vane. Overall effectiveness was measured using a thermally scaled matched Biot number vane with an impingement plate providing the internal cooling. This is the first study focused on investigating the effect of removing the mainstream flow and comparing the contour and laterally-averaged effectiveness data in support of the development of an assembly line thermal testing method. It was found that the proposed method of factory floor testing of turbine component cooling performance did not provide comparable information to traditional overall effectiveness test methods. A second experiment was performed in which the effect of altering the angle of attack of a flow into a passive turbulence generator was investigated. Measurements in the approach flow were taken using a single wire hot-wire anemometer. This study was the first to investigate the effects such a setup would have on fluctuating flow quantitates such as turbulence intensity and integral length scale rather than simply the mean quantities. It was found that both the downstream turbulence intensity and the turbulence integral length scale increase monotonically with approach flow incidence angle at a specified distance downstream of the turbulence generator. / text

L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliques / During a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact)

Made available in DSpace on 2014-12-17T14:58:19Z (GMT). No. of bitstreams: 1 PedroSGM_DISSERT.pdf: 2326508 bytes, checksum: 0470d41afc69c7b0199856916c484045 (MD5) Previous issue date: 2012-12-17 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Cient?fico e Tecnol?gico / Cada vez mais o mundo est? adotando uma matriz energ?tica limpa e sustent?vel, com o uso da agricultura para produ??o de agroenergia e combust?veis verdes, como bioetanol e biodiesel. A produ??o do biodiesel gera um coproduto, a glicerina, em que as usinas produtoras t?m dificuldades com o destino do seu excedente. V?rias pesquisas est?o sendo desenvolvidas para nortear diferentes usos do glicerol (glicerina pura). O glicerol possui total solubilidade com a ?gua e pode ser usado como aditivo anticongelante aplicado como fluido refrigerante secund?rio, em sistemas de refrigera??o indireta e com termoacumula??o. Tamb?m, o glicerol ? uma mat?ria-prima alternativa na produ??o de propilenoglicol, um ?lcool de grande aplicabilidade industrial inclusive como anticongelante. Por?m, o melhor ?lcool anticongelante ? o etilenoglicol, um ?lcool t?xico derivado do petr?leo. As solu??es ?gua-glicerol (AG) e ?gua-propilenoglicol (AP) possuem propriedades termof?sicas de qualidade inferior e desequilibradas se comparadas ?s solu??es ?gua-etilenoglicol (AE). Desta forma, esta pesquisa inovadora teve como prop?sito o desenvolvimento e a caracteriza??o de solu??es tern?rias ?gua-glicerol-propilenoglicol (AGP) como fluidos secund?rios, com propriedades termof?sicas desej?veis e competitivas com as solu??es ?gua-etilenoglicol. Equa??es preditivas simplificadas foram usadas para prever o comportamento das solu??es AGP, onde as seguintes propriedades termof?sicas foram avaliadas e estimadas teoricamente: ponto de congelamento, massa espec?fica, calor espec?fico e condutividade t?rmica. As concentra??es para definir o ponto de congelamento das solu??es AGP foram definidas a partir da Lei de Raoult das propriedades coligativas. A an?lise matem?tica inicial mostrou que as solu??es AGP possuem propriedades mais equilibradas que as solu??es AG e AP e competitiva com a solu??o AE. A comprova??o experimental das solu??es AGP foi feita a partir de ensaios para verificar suas propriedades (massa espec?fica, condutividade t?rmica e viscosidade din?mica), comparando com as solu??es de refer?ncia AG e AP. Os resultados experimentais comprovaram as expectativas iniciais e viabilidade t?cnica do novo fluido secund?rio tern?rio. A grande vantagem dos fluidos AGP ? que s?o at?xicos e derivam de fontes renov?veis

Avfallseldade kraftvärmeverk får idag betalt för att ta emot och elda avfall. Dessa intäkter är ofta högre än intäkterna från elproduktion och värmeproduktion så man vill under de flesta förhållanden elda så mycket som det är möjligt. För att göra sig av överskottseffekten som kan uppstå kyler man bort det man inte behöver. Nybro Energis kraftvärmeverk i Transtorp använder sig utav 6 stycken kylpaket med 4 fläktar på varje för att kunna kyla bort denna överskottseffekt. Vid installeringen var målsättningen att kunna kyla bort 10MW men det visade sig att under sommaren när utomhustemperaturen blev högre kunde kyleffekten gå ner till 7MW. Vår undersöknings syfte var att med en ny motor med ett högre cos α göra tester på en av fläktarna och se om man kan öka kyleffekten och få ner förbrukningen på motorerna utan att kylpaketen ska ge ifrån sig högre ljudnivåer än tidigare. Ett alternativ till att enbart sänka strömförbrukningen för den befintliga motorn är att faskompensera och det framgick att elförbrukningen gick att sänka från 8.2A till 3.88A. Det framgick att den nya motorn när den frekvensstyrs på 40hz drar högre aktiv effekt men avsevärt mindre reaktiv effekt som gör den billigare i drift. Under mätningarna för att få fram kyleffekten uppmättes tvivelaktiga värden som visade att den kylde sämre på 40hz än den tidigare motorn trots ett högre varvtal. Detta stämmer inte teoretiskt och det är orimligt att den inte kommer kyla. På 40hz kommer den nya motorn även att ge ifrån sig mindre ljud. Detta trots att en fläkt ska låta mer på ett högre varvtal det konstaterades att bullret från själva motorn är lägre i den nya motorn. Går man upp i frekvens till 50hz och räknar med 28 stycken nya motorer få man en ljudökning på 5dB på 300m jämfört med den gamla motorn. Denna går att sänka 3dB om man lyckas eliminera den intilliggande väggens ljudreflekterande egenskaper. Den nya motorn rekommenderas då den har många fördelar och vill man köra på högre frekvenser kan man med fördel använda sig utav ljudabsorbenter längs väggen för att eliminera dennas dubblerande effekt på ljudnivån. / Waste-cogeneration plants are paid today to receive and burn waste. These revenues are often higher than the revenues from electricity generation and heat production, so you want to burn as much as possible in most circumstances. In order to take advantage of the surplus effect that may occur, it eliminates what you do not need. Nybro Energi's CHP plant in Transtorp uses 6 cooling packs with 4 fans on each in order to cool off this excess power. During installation, the goal was to be able to cool off 10MW but it turned out that during summer when the outdoor temperature became higher, the cooling power could go down to 7MW. Our purpose of investigation was to use a new engine with a higher cos α to test on one of the fans and see if you can increase the cooling power and reduce the consumption of the engines without the cooling packages giving higher noise levels than before. An alternative to only reducing the current on the old motor is to phase compensate and according to calculations the motors current can be reduces from 8.2A to 3.88A. It was found that the new engine when frequency controlled at 40hz pulls higher active power but significantly less reactive power that makes it cheaper in operation. During the measurements to obtain the cooling effect, doubtful values ​​were measured which showed that it cooled worse at 40hz than the previous engine despite a higher fan speed. This is not correct theoretically and it is unreasonable that it will not cool better but a figure exactly how much could not be produced. At 40hz, the new engine will also produce less noise if you choose to replace all 28 engines. This despite the fact that a fan is going to run more at a higher speed, it was found that the noise from the engine itself is lower in the new engine. If you go up to 50hz frequency and expect 28 new engines, you'll get a sound boost of 5dB at 300m compared to the old engine. This can be lowered by 3dB if you manage to eliminate the properties of the adjacent wall sound reflectors. The new engine is recommended as it has many advantages and if you want to drive at higher frequencies, you can advantageously use sound absorbers along the wall to eliminate its double effect on the noise level.

Dans le cadre des études visant à garantir l'intégrité de la gaine du crayon combustible, EDF est amené à caractériser la ductilité de la gaine après un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). La thèse porte sur la caractérisation du comportement à rupture des gaines en Zircaloy-4 détendu pour lesquels les conditions d'APRP ont été simulées en laboratoire par une oxydation à haute température suivie d'un refroidissement. L'oxydation est effectuée à 1100°C et à 1200°C pour différentes durées ce qui conduit à des niveaux d'oxydation de 3% à 30% d'ECR (Equivalent Cladding Reacted). Deux types de refroidissement sont mis en oeuvre : la trempe à l'eau et le refroidissement à l'air. Les gaines oxydées comportent deux couches fragiles, la couche de zircone externe ZrO2 et la couche α(O), et une couche présentant une ductilité résiduelle, la couche ex-β.Les gaines oxydées ont fait l'objet de caractérisations en microscope optique, par analyse à la microsonde et par nano-indentation. Une corrélation entre la teneur en oxygène et la nano-dureté et le module d'Young a été proposée.L'essai Expansion due à la Compression (EDC) a été développé avec une instrumentation par stéréo-corrélation d'images puis a été utilisé pour caractériser le comportement mécanique des gaines oxydées. Le comportement des gaines oxydées a été étudié à partir de l'analyse des courbes macroscopiques de l'essai EDC et à partir des observations des échantillons rompus ou pré-déformés.Un scénario de rupture des gaines oxydées a été proposé. Ce scénario a été validé d'une part par la réalisation d'essais sur gaines sablées ne comportant que la couche ex-β et d'autre part par la modélisation de l'essai par la méthode des éléments finis. Un critère de rupture des gaines oxydées a par ailleurs été établi. La modélisation du comportement et le critère de rupture proposés ont été validés par la modélisation des essais de compression d'anneau. / In order to guarantee the integrity of nuclear fuel rod cladding, it is necessary for EDF to characterize the ductility of cladding after a Loss of Coolant Accident (LOCA). The thesis is about the characterization of the fracture behavior of cold-worked stress-relieved Zircaloy-4 claddings which have undergone LOCA conditions simulated in laboratory by a high temperature oxidation followed by a cooling. The high temperature oxidation is carried out at 1100°C and 1200°C with different times, which leads to different oxidation levels varying from 3% to 30% ECR (Equivalent Cladding Reacted). The high temperature oxidation is followed by two types of cooling: water quench and air cooling. The oxidized claddings contain two fragile layers - the outer zirconium oxide ZrO2 layer and the middle α(O) layer, and a layer which can have residual ductility - the inner ex-β layer.Characterizations by means of optical microscopy, electron probe micro analysis and nano-indentation have been carried out on the oxidized claddings. A correlation between the oxygen concentration and the nano-hardness and the Young's modulus has been proposed.The Expansion Due to Compression (EDC) test has been developed with an instrumentation of stereo digital image correlation, and then used to characterize the mechanical behavior of the oxidized claddings. The behavior of the oxidized claddings has been studied via macroscopic EDC test curves and observations of fractured or pre-deformed test samples.A fracture scenario of the oxidized claddings has been proposed. The fracture scenario has then been validated via EDC tests on oxidized claddings whose ZrO2 and α(O) layers have been removed, and via finite element modeling of EDC tests. Moreover, a fracture criterion has been established. The mechanical behavior modeling and the proposed fracture criterion have been validated by modeling of ring compression test.

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.

The aim of the master’s thesis is to design a condensing steam turbine based on given inputs. Firstly, a design and computation of heat balance is made, followed by thermodynamic calculation of steam turbine channel and a design of compensatory piston of axial forces. Last part of the thesis consists of a review of a change of cooling water temperature in condensator on last turbine stages. The structural drawing of longitudinal section of turbine is included as well.

This graduation thesis deals with evaluation of power and coolant flow in reactor core. The first part is a description of nuclear power plant VVER 440. It is focused on parts important for transfer and utilize energy in regular operating of generating block. In the second part, the equations for calculation of power and coolant flow in reactor core are deduced. The last part is about designing the program for calculation of published values. There are specified requirements for the program and on the basis of this the source code is written. The parts of code are described. In conclusion of this part, the user's manual is work out. The program is on CD in the annexe.

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.

Den brandskyddsmetod av bjälklagsbalkar som används mest idag är brandskyddsfärg och brandskyddsskivor. Dessa metoder kräver ett extra arbetsmoment efter att balken är monterad. Genom att fylla balken med betong samtidigt som hålbjälklagskarvarna fylls och på så sätt integrera brandskyddet i balken kan ett extra arbetsmoment undvikas. Byggnadstekniska Byrån har märkt ett intresse från beställare att i ett tidigt skede få in brandskyddet i projekteringen.  Målet är att undersöka om betong, ingjuten i en HSQ-balk kan få balken att uppfylla de brandskyddskrav som idag ställs enligt Boverkets byggregler. Målet är även att ta reda på om det är kostnadseffektivt jämfört med brandskyddsfärg.  Referensobjektet som används är en skola på tre våningar och balken som undersöks är den som tar upp de största lasterna i projektet. Balken ska enligt Boverkets byggregler klara av en standardbrand i 60 min. Temperaturanalysen av balktvärsnitten har gjorts i Ansys Aim 18.2 och dimensioneringsmetoder av balken sker enligt Eurokoder.  Balken som idag finns på plats skulle inte i oskyddat tillstånd klara av en standardbrand i 60min. De utförda beräkningarna visar att balken i samverkan med betong och armering i tvärsnittet skulle klara momenten och tvärkrafterna i referensobjektet. Fenomen så som spjälkning av betong, dess inverkan på betongens hållfasthet samt armeringens vidhäftning har inte kunnat tas i beaktning. Därför rekommenderas att balkens underfläns dimensioneras upp från 20mm till 30mm och enbart betraktar den ingjutna betongen som kylande medium.