Modelisation du phenomene de ballonnement-eclatement en aprp / modeling of the ballooning-burst[...]

MODELISATION DU PHENOMENE DE BALLONNEMENT-ECLATEMENT EN APRP // MODELING OF THE BALLOONING-BURST PHENOMENON DURING LOCA, Évry

Évry, France

Topic description

Dans le cadre de la sûreté des installations nucléaires, plusieurs scénarios hypothétiques d'accidents sont envisagés et répartis suivant quatre classes d'après la probabilité d'occurrence et les conséquences radiologiques. Parmi eux, l'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est un scénario hypothétique de classe IV (probabilité d'occurrence de l'ordre de 10-4 à 10-6 par réacteur et par an) qui sert notamment au dimensionnement des systèmes de refroidissement d'urgence (Design Basis Accident). Ce scénario est envisagé en cas de rupture d'une branche du circuit primaire. Cette brèche entraîne une chute de la pression dans le circuit primaire et une perte de l'inventaire en eau de ce circuit, dont résulte un échauffement des crayons combustibles. Le transitoire peut alors varier de manière importante selon la localisation de la brèche, sa taille, ou bien le réacteur concerné (nombre d'assemblages, nombre de cycles passés en réacteur…).

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Dans le cadre de la sûreté des installations nucléaires, plusieurs scénarios hypothétiques d'accidents sont envisagés et répartis suivant quatre classes d'après la probabilité d'occurrence et les conséquences radiologiques. Parmi eux, l'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est un scénario hypothétique de classe IV (probabilité d'occurrence de l'ordre de 10-4 à 10-6 par réacteur et par an) qui sert notamment au dimensionnement des systèmes de refroidissement d'urgence (Design Basis Accident). Ce scénario est envisagé en cas de rupture d'une branche du circuit primaire. Cette brèche entraîne une chute de la pression dans le circuit primaire et une perte de l'inventaire en eau de ce circuit, dont résulte un échauffement des crayons combustibles. Le transitoire peut alors varier de manière importante selon la localisation de la brèche, sa taille, ou bien le réacteur concerné (nombre d'assemblages, nombre de cycles passés en réacteur…).
L'apparition de la brèche conduit à la dépressurisation et la perte de l'inventaire en eau du circuit primaire. De plus, l'eau résiduelle se vaporise du fait de la chute de pression et de l'augmentation de la température conduisant au manque de refroidissabilité du cœur, initialement assurée par le fluide caloporteur. Afin de maîtriser cette situation, plusieurs actions sont initiées automatiquement, la chute des barres de contrôle qui inhibent la réaction de fission nucléaire (l'augmentation de température possède elle aussi un rôle inhibiteur sur la réaction) et finalement le renoyage du cœur via l'injection d'eau par les systèmes de sécurité. Le scénario est complexe à analyser du fait de son caractère hypothétique, aléatoire et multifactoriel.
Au cours de ce scénario, les gainages qui confinent le combustible nucléaire subissent ainsi de fortes contraintes : thermiques (montée rapide jusqu'à °C), environnementales (atmosphère oxydante de vapeur d'eau), mécaniques (différence de pression entre les faces interne et externe de la gaine). Ce chargement thermomécanique peut mener au ballonnement de la gaine jusqu'à son éclatement.
Le contexte de ce travail s'inscrit dans la démonstration de la tenue des matériaux de gainage en alliages de zirconium pendant des accidents de perte de réfrigérateur primaire (APRP).
Plusieurs paramètres interviennent au niveau du ballonnement et la rupture de la gaine : l'hydruration, la température, l'oxydation, la pression, l'historique de chargement, …
Dans un contexte d'approfondissement des connaissances, EDF travaille sur les mécanismes qui entrainent l'amorçage et le développement du ballonnement et la rupture de la gaine. Le but est d'enrichir, par le biais de cette expertise, les outils de calcul permettant de simuler le ballonnement et la rupture de la gaine. Un travail scientifique conséquent doit être entrepris au travers de cette thèse pour développer une méthode permettant de répondre, à partir de modèles numériques éprouvés, à cette problématique de déformation et de rupture ductile ayant lieu pendant la phase de montée en température. Les modèles incluront un volet thermique et un volet mécanique.
L'objectif de ce travail est de développer des modèles avancés permettant de tenir compte de paramètres intervenant au niveau du ballonnement-éclatement (température, vitesse de chauffage, gradient axial et azimutal de température, oxydation, teneur en hydrogène, historique de chargement, …). Les modèles développés s'appuieront sur une base expérimentale réalisée dans le cadre de la thèse.
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Context:
In the context of nuclear installation safety, several hypothetical scenarios are considered and classified into four classes based on the probability of occurrence and radiological consequences. Among them, the Loss-of-Coolant Accident (LOCA) is a class IV hypothetical scenario (probability of occurrence of the order of 10-4 to 10-6 per reactor per year) used notably for the design of emergency cooling systems (Design Basis Accident). This scenario is considered in the event of a failure of a branch of the primary circuit. This failure causes a drop in pressure in the primary circuit and a loss of water inventory in this circuit, resulting in heating of the fuel rods. The transient can then vary significantly depending on the location of the rupture, its size, or the reactor concerned (number of assemblies, number of cycles spent in the reactor, etc.). Following the appearance of the rupture, there is a depressurization and loss of water inventory in the primary circuit. Additionally, the residual water vaporizes due to the pressure drop and temperature increase. These factors lead to the lack of coolability of the core, initially ensured by the coolant fluid. To control this situation, several actions are taken, such as the drop of control rods that inhibit the nuclear fission reaction (the temperature increase also has an inhibitory role on the reaction) and finally the reflooding of the core via water injection by the safety systems at a later stage. The scenario is complex to analyze due to its hypothetical and random nature. During this hypothetical scenario, the fuel claddings that confine the nuclear fuel undergo significant constraints: thermal (rapid rise up to °C), environmental (oxidizing atmosphere of water vapor), mechanical (pressure difference between the internal and external faces of the cladding). This thermomechanical loading can lead to the ballooning of the cladding until it bursts. The context of this work is part of the demonstration of the behavior of zirconium alloy cladding materials during hypothetical loss-of-coolant accidents (LOCA). Several parameters are involved in the ballooning and rupture of the cladding: hydriding, temperature, oxidation, pressure, loading history, etc.
In a context of deepening knowledge, EDF is working on the mechanisms that lead to the initiation and development of ballooning and cladding rupture. The goal is to enhance, through this expertise, the calculation tools to simulate the ballooning and failure of the cladding. A significant scientific effort must be undertaken through this PhD work to develop a method to address, using proven numerical models, this issue of ductile deformation and failure occurring during the temperature ramp phase. The aim of this work is to develop advanced models to consider the parameters involved in ballooning-burst behavior (temperature, heating rate, axial and azimuthal temperature gradient, oxidation, hydrogen content, loading history, etc.). The proposed models will be fitted on an experimental data base established during the PhD program.
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Début de la thèse : 01/10/

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CIFRE ANRT #J-18808-Ljbffr