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Investigation expérimentale, modélisation et impact de propriétés thermophysiques du corium en situation d’accident grave d'un réacteur nucléaire

Instrumentation Matériaux et applications Sciences pour l’ingénieur

Résumé du sujet

Dans un réacteur nucléaire, certains scénarios peuvent amener à des conditions extrêmes dites d’accidents graves avec fusion thermique du cœur. Dans ce cas, un mélange multiphasique, appelé "corium" à base de combustible nucléaire et de métaux fondus, va se former à haute température (>2000°C), tel que dans les réacteurs de Tchernobyl en 1986 et de Fukushima-Daiichi en 2011. La connaissance des propriétés thermophysiques du corium reste à ce jour limitée à cause du domaine des très hautes températures, du caractère multiphasique (solides, liquides, gaz) et de la multiplicité des compositions de corium. La connaissance de ces propriétés reste un enjeu fondamental pour les évaluations pour la sûreté nucléaire des réacteurs. La connaissance actuelle limitée conduit à un manque de robustesse de ces évaluations.
Pour répondre à ces enjeux scientifiques fondamentaux, le CEA développe depuis plusieurs années trois axes de recherche :
• un premier volet expérimental de mesure des propriétés thermophysiques -notamment masse volumique, tension de surface, et viscosité- des corium
• un deuxième volet de modélisation paramétrique des propriétés thermophysiques mesurées,
• un troisième volet de modélisation aux petites échelles par dynamique moléculaire.
Une première thèse a permis de développer un dispositif expérimental original sur l’installation VITI de la plateforme accidents graves PLINIUS de l’institut IRESNE, opérée par le laboratoire LEAG à Cadarache, capable de mesurer la tension de surface de corium jusqu’à des températures de l’ordre de 2700°C en utilisant la technique de MBP (Maximum Bubble Pressure). Dans une approche complémentaire, une thèse a permis de développer l’installation ATTILHA de l’institut ISAS opérée par le laboratoire LM2T à Saclay, permettant d’accéder à des mesures précises de masse volumique à haute température (> 2000°C). Finalement, une thèse en cours au laboratoire LMAG de l’institut IRESNE à Cadarache portant sur la modélisation de la tension interfaciale du corium par approche Calphad et formalisme de Butler a mené à l’obtention de premiers résultats sur certaines compositions représentatives de corium en cuve.
Dans la continuité des travaux proposés ci-dessus, les laboratoires LEAG, LMAG et LM2T proposent conjointement une thèse qui ambitionne d’élargir la base de données expérimentale en s’appuyant sur la démarche suivante :
• Le premier volet inclut l’extension des essais de caractérisation à une grille (composition, température) élargie pour différents coriums d’intérêts. Le doctorant devra réaliser ces mesures de propriétés d’échantillons uranifères grâce à l’instrumentation de pointe implémentée sur les expériences VITI et ATTILHA. Il s’agira également d’aider à l’interprétation des essais par l’amélioration des outils de méthode inverse existants.
• Le second volet porte sur la modélisation de ces propriétés thermophysiques, afin d’explorer de manière plus complète la (vaste) grille (composition, température), qui restera pour partie inaccessible à la mesure, du fait de la difficulté de celle-ci en conditions extrêmes. Le travail du doctorant portera sur l’amélioration des outils ad hoc existants, basés notamment sur l’approche Calphad.
• Le dernier volet intègre les considérations à l’échelle système, où le doctorant appliquera des calculs réacteurs à des scénarios accidents graves, via l’outil PROCOR permettant d’évaluer la sensibilité du déroulement de l’accident aux nouvelles corrélations obtenues pour les propriétés thermophysiques d’intérêt.

Laboratoire

Département de Technologie Nucléaire
Service Mesures et modélisation des Transferts et des Accidents graves
Laboratoire d’études et d’expérimentation pour les accidents graves
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