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Methodologies Detudes De Surete Et Applications Pour La Pre Conception De Differents Types De Reacteurs Nucleaires De Quatrieme Generation
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Book Synopsis Méthodologies d'études de sûreté et applications pour la pré-conception de différents types de réacteurs nucléaires de quatrième génération by : Frédéric Bertrand
Download or read book Méthodologies d'études de sûreté et applications pour la pré-conception de différents types de réacteurs nucléaires de quatrième génération written by Frédéric Bertrand and published by . This book was released on 2018 with total page 156 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR. by : Mariya Brovchenko
Download or read book Études préliminaires de sûreté du réacteur à sels fondus MSFR. written by Mariya Brovchenko and published by . This book was released on 2013 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les réacteurs nucléaires de 4ème génération devront permettre une utilisation optimisée desressources naturelles. Les travaux réalisés durant cette thèse se placent ainsi dans le cadre del'étude du potentiel de déploiement d'un tel réacteur : le MSFR (Molten Salt Fast Reactor), réacteurà sels fondus à spectre neutronique rapide dans une configuration innovante et encore peuétudiée. Comme un excellent niveau de sûreté est une condition nécessaire pour le déploiementde l'énergie nucléaire, il est important de soulever la question de la sûreté de ce type de réacteurdès les premières phases de sa conception.Le MSFR a fait l'objet d'études comparatives des outils de simulations numériques dans lecadre d'un benchmark neutronique au sein du projet européen EVOL. La définition et l'analysedu benchmark neutronique statique et en évolution ont été réalisées pendant cette thèse. Lescomparaisons des différentes grandeurs physiques ont permis de conclure à un bon accord entreles différents codes et méthodes utilisés par les partenaires du projet, et ont mis en avant l'influencedu choix des bases de données nucléaires. Dans l'objectif de l'étude de sûreté du MSFR,la puissance résiduelle a aussi été étudiée en détails. Un outil de calcul de chaleur résiduellea été développé et validé, permettant ainsi d'évaluer la puissance résiduelle précise du MSFR.Les sources de chaleur de chaque localisation contenant des produits radioactifs ont alors étéquantifiées. Ceci a permis de conclure que le sel combustible et l'unité de bullage constituent lessources majeures de puissance résiduelle.Nous avons initié un travail sur la méthodologie de l'étude de sûreté. Les principes fondamentauxde sûreté sont directement transposables au MSFR, mais leurs applications concrètes nele sont pas. En effet, la spécificité du design, due à l'état liquide du combustible et aux systèmesde retraitement associés au réacteur, ainsi que l'état embryonnaire du design, font qu'un travailpréliminaire de transposition des éléments de sûreté a dû être réalisé. Ce travail a conduit entreautres à dresser une liste d'accidents propres au MSFR. Enfin, nous avons pu mener des étudesphysiques préliminaires sur les conséquences possibles de certains de ces accidents, qui serontutilisées comme base pour des études plus approfondies avec des outils plus sophistiqués.
Book Synopsis Développement de méthodes et d'outils numériques pour l'étude de la sûreté du réacteur à sels fondus MSFR by : Delphine Gerardin
Download or read book Développement de méthodes et d'outils numériques pour l'étude de la sûreté du réacteur à sels fondus MSFR written by Delphine Gerardin and published by . This book was released on 2018 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les travaux réalisés pendant cette thèse portent sur l'étude de la sûreté du Molten Salt Fast Reactor (MSFR) et incluent à la fois des méthodes d'analyse de risques et des calculs déterministes de sûreté et de design. Ce travail s'inscrit dans le cadre du projet européen SAMOFAR.Le MSFR est un réacteur régénérateur à spectre neutronique rapide qui fonctionne en cycle thorium dans sa configuration de référence, établie en début du projet SAMOFAR. Il a été sélectionné par le Forum International Génération IV pour son potentiel prometteur. Comme tout réacteur nucléaire de quatrième génération, il doit répondre à différentes contraintes dont une sûreté optimale. Celle-ci doit être étudiée dès le stade de conception afin d'être intégrée au design lors de sa définition plutôt qu'ajoutée a posteriori. En raison de ses spécificités, en particulier l'état liquide du combustible, et du stade préliminaire de son design, l'analyse de sûreté du MSFR nécessite l'utilisation de méthodologies d'analyse de sûreté adaptées et technologiquement neutres. Dans cette thèse, une telle méthodologie a été développée et une première application au MSFR réalisée. Elle a notamment permis d'identifier les évènements initiateurs d'accident de ce réacteur et d'élaborer une liste resserrée d'évènements à traiter dans la suite de l'analyse de sûreté.D'autre part, un nouveau code système a été développé pour les études de sûreté. Il est basé sur la diffusion neutronique, prend en compte le transport des précurseurs de neutrons retardés et la puissance résiduelle du combustible. Il a été utilisé pour simuler les transitoires associés à certains des évènements initiateurs et évaluer leurs conséquences pour définir, par la suite, des systèmes de protection adaptés. Ce travail a confirmé l'importance d'un dispositif spécifique au MSFR, le système de vidange d'urgence, permettant de vidanger le combustible en cas d'accident en cœur. Des études paramétriques ont été menées afin de dimensionner ce système avec pour objectif d'assurer l'évacuation de la chaleur résiduelle du combustible et sa sous-criticité en toutes circonstances.Enfin, une première ébauche de l'architecture de sûreté du réacteur a été proposée incluant l'identification des systèmes de protection et la définition des barrières de confinement. Les études de sûreté ont permis de faire des retours sur le design initialement défini. Ils incluent l'ajout de composants, des propositions de design alternatifs, et soulignent les manques de connaissances sur certains phénomènes ou procédures. L'analyse de sûreté réalisée remplit ainsi son objectif principal : guider le design du réacteur dès sa conception afin d'en améliorer la sûreté.
Download or read book Revue Générale Nucléaire written by and published by . This book was released on 1999 with total page 594 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération by : Wassim Khamakhem
Download or read book Etude de l'évolution du combustible dans des réacteurs rapides de quatrième génération written by Wassim Khamakhem and published by . This book was released on 2010 with total page 332 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L'objectif de cette thèse est de contribuer à la compréhension des variations des caractéristiques neutroniques de cœurs de réacteurs de 4ème génération (RNR-Na et RNR-G) au cours de l'évolution du combustible. Les caractéristiques neutroniques d'intérêt sont bien sûr la perte de réactivité au cours du cycle et le gain de régénération mais aussi l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. L'évolution du combustible conduit à une dégradation des paramètres de sûreté des cœurs. L'étude de ces variations et de leurs incertitudes associées contribue à justifier la conception des réacteurs de 4ème génération telle qu'envisagée dans ses derniers développements. Les cœurs des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) et à caloporteur hélium (RNR-He) sont maintenant redimensionnés afin de respecter les critères de conception des réacteurs de quatrième génération qui sont: l'économie des ressources, l'amélioration de la sûreté et de la fiabilité, la résistance à la prolifération et la protection physique. Les images de ces cœurs ont des caractéristiques neutroniques innovantes par rapport à celles du cœur EFR qui fût dimension né dans la continuité de Phénix et de Super Phénix. Les récentes études du CEA ont conduit à un RNR-Na de 3600 MWth à combustible oxyde, appelé SFR, et à un RNR-He de 2400 MWth à combustible carbure, appelé GFR. La conception de ces cœurs doit atteindre un équilibre entre les phénomènes physiques antagonistes que sont un gain de régénération positif et une sûreté accrue traduite comme un effet de vidange sodium réduit (SFR) ou un effet de dépressurisation hélium faible (GFR). Des études ont été réalisées sur des cœurs SFR avec des combustibles de nature différente: carbure (provenant du GFR) ou métal. Les images préliminaires obtenues sont caractérisées par des densités de puissance élevées et de forts gains de régénération, avec un maximum atteint égal à 0,17. La première étape dans le développement des GFR concerne un réacteur expérimental de puissance réduite appelé ALLEGRO démonstrateur technolgique de la filière, ses caractéristiques spécifiques ont également été étudiées. Pour étudier les paramètres neutroniques des cœurs, on dispose d'analyses basées sur les méthodes de sensibilité du code de calcul déterministe ERANOS (système de codes de calcul neutronique). Ces méthodes sont disponibles en statique sans possibilité de prise en compte de l'évolution du combustible. Afin de pallier à cette insuffisance, la première partie de la thèse a consisté à développer des méthodes de calcul de sensibilité en évolution ayant la particularité de coupler l'équation de Boltzmann avec l'équation de Bateman et permettant une compréhension approfondie de l'impact de l'évolution du combustible sur les caractéristiques des cœurs. Les méthodes développées permettent maintenant de calculer la sensibilité des concentrations des actinides mineurs et des produits de fission, et des autres grandeurs neutroniques d'intérêt telles le gain de régénération, l'effet Doppler et l'effet de vidange du caloporteur. Afin d'illustrer l'application de ces sensibilités en évolution, les calculs d'incertitudes des caractéristiques neutroniques des cœurs en évolution ont été réalisés à l'aide d'un ensemble de matrices de variance covariance appelée BOLNA. Les calculs d'incertitudes mettent en lumière la contribution de chaque nucléide aux grandeurs neutroniques des divers cœurs envisagés. Des études poussées concernant les données nucléaires du sodium (ENDFB-VII, JEFF-3.1, JENDL-3.3) ont permis de mettre en évidence la difficulté de produire des données nucléaires suffisamment précises et leurs matrices de variance covariance associées. Bien que la faisabilité de ces cœurs ne soit pas remise en question, il apparaît évident que leur performance nécessitera des expériences intégrales confirmant les données nucléaires et réduisant les incertitudes associées. Enfin, on utilise les méthodes de sensibilité pour expliquer les évolutions particulières et parfois divergentes des grandeurs intégrales comme l'effet de vidange ou l'effet Doppler au cours de l'évolution dans les cœurs GFR et ALLEGRO. La raison vient de la différence de taille des deux cœurs mais également des différents matériaux de structure utilisés. Pour le SFR, la répartition de l'effet de vidange sur les zones du coeur est analysée et comparée à celle de la nappe de puissance et in fine rapportée au gain de régénération. Il s'avère que la conception de coeur SFR avec un gain de régénération interne plutôt plat, a comme conséquence, un effet vide plutôt plat qui est un autre aspect positif de la conception de ce cœur. On conclut sur les avantages issus des derniers dessins de cœurs de réacteurs ainsi que sur leur degré de performance du point de vue de la robustesse des outils de calcul très dépendants, en premier lieu, de la connaissance des données nucléaires.
Download or read book INIS Atomindex written by and published by . This book was released on 1976 with total page 1134 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis Développement d'outils académiques pour la conception et la sûreté de réacteurs innovants by : Pierre Prévot
Download or read book Développement d'outils académiques pour la conception et la sûreté de réacteurs innovants written by Pierre Prévot and published by . This book was released on 2018 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les réacteurs de 4ème génération ont pour objectif l'avènement d'un nucléaire durable susceptible de soutenir la transition énergétique. Anticipant un possible retard, dû à des difficultés techniques et économiques, des solutions innovantes inspirées des technologies actuelles (REP) sont à l'étude. Ces réacteurs à haute conversion nécessitent le développement d'outils académiques simples et robustes adaptés aux phases de la conception et capables :- D'évaluer les performances du combustible (burnup). Cet aspect est géré par l'environnement C++ SMURE (Serpent/MCNP Utility for Reactor Evolution), ici adapté et complété pour modéliser l'évolution du combustible à l'échelle de l'assemblage comme à l'échelle du cœur.- D'évaluer les performances de sûreté, ce qui nécessite le couplage entre la neutronique, ici approximée par la théorie de la diffusion et résolue par la NDM (Nodal Drift Method), et la thermohydraulique dont le traitement est simplifié dans le code BATH (Basic Approach to ThermalHydraulics). Le couplage NDM/BATH a fait l'objet d'une validation sur un benchmark d'éjection de grappe.Nos outils et méthodes de conception sont appliqués au dimensionnement de SMR sous-modérés à eau légère fonctionnant soit au Th/U soit au Th/Pu. Outre les critères usuels de conception (i.e. facteur de forme), il s'est avéré nécessaire, pour la crédibilité du concept, de spécifier la gestion de la réactivité, ce qui a mené au développement d'une méthodologie d'optimisation des poisons consommables. L'analyse de sûreté a permis de poser de nouveaux critères de conception, notamment sur le niveau maximal de sous-modération permettant d'éviter la crise d'ébullition nucléée. Cela a également mis en lumière les implications sur la sûreté de certains choix de conception comme le fonctionnement avec un inventaire réduit en bore soluble.
Book Synopsis Méthodologie d'optimisation d'un coeur de réacteur à neutrons rapides, application à l'identification de solutions (combustible, coeur, système) permettant des performances accrues by : Jean-Jacques Ingremeau
Download or read book Méthodologie d'optimisation d'un coeur de réacteur à neutrons rapides, application à l'identification de solutions (combustible, coeur, système) permettant des performances accrues written by Jean-Jacques Ingremeau and published by . This book was released on 2011 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Dans l'étude de tout nouveau réacteur nucléaire, la conception de son cœur est une étape décisive. Or il s'agit d'un problème complexe, qui couple fortement la neutronique, la thermomécanique du combustible et la thermo-hydraulique. Actuellement cette conception se fait par longues itérations successives entre les différentes spécialités. Afin d'optimiser de façon plus globale et complète la conception d'un cœur, une nouvelle démarche appelée FARM (FAst Reactor Methodology) a été développée dans le cadre de la thèse. Elle consiste à établir des modèles simplifiés de neutronique, mécanique et thermo-hydraulique, sous forme analytique ou d'interpolation de calculs de codes de référence, puis à les coupler, de manière à pré-dimensionner automatiquement un cœur à partir de variables d'optimisation. Une fois ce modèle établi, on peut explorer et optimiser directement de nombreux cœurs, à partir d'algorithmes génétiques de façon à améliorer leurs performances (inventaire Plutonium en cycle, ...) et leur sûreté (estimateurs de sûreté pour accidents protégés et non-protégés). Une réflexion a également due être menée pour déterminer les performances d'un cœur, ainsi que la façon de prendre en compte la sûreté. Cette nouvelle approche a été utilisée pour optimiser la conception de trois concepts de cœurs de Réacteur à Neutrons Rapides refroidi au Gaz (RNR-G). Tout d'abord, la conception du RNR-G à combustible carbure et à aiguilles en SiC a pu être optimisée. Les résultats ont permis d'une part de démontrer que le cœur de référence issu de la méthode itérative était optimal (c'est-à-dire sur le front de Pareto). D'autre part, l'optimisation a également permis de proposer de nombreux autres cœurs, où en dégradant un estimateur de sûreté ou une performance (sur lesquels des marges étaient disponibles), on améliore les autres performances. Une évolution de ce concept utilisant la nouvelle technologie du buffer, a également été modélisée dans FARM et optimisée. FARM a ainsi permis de proposer les premières images de cœur GFR carbure gainé en SiC utilisant la technologie buffer, et d'estimer leurs performances. Les résultats obtenus montrent que cette innovation permet d'atteindre des cœurs beaucoup plus performants et/ou beaucoup plus « sûrs » (plusieurs profils de cœurs étant proposés). Une troisième application de FARM a été réalisée sur un concept de GFR carbure gainé en Vanadium, où là aussi FARM a proposé les premières images de cœur. Toutefois les grandes incertitudes en jeu ne permettent pas véritablement de conclure sur les performances de ce concept, qui semble prometteur.Ainsi, la faisabilité d'une optimisation globale, couplant les différentes physiques d'un cœur de réacteur nucléaire a été démontrée. Si la méthode ainsi obtenue (FARM) est moins précise que la méthode classique, elle permet d'explorer et d'optimiser beaucoup plus rapidement (en quelques semaines au lieu de quelques mois) un grand nombre de cœurs et est parfaitement adaptée pour l'étape de préconception des cœurs de réacteurs ; d'autres études détaillées permettant ensuite d'affiner l'image de cœur retenue.
Book Synopsis Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes by : Nicolas Blanc de Lanaute
Download or read book Développement et optimisation de méthodes de mesures neutroniques par chambre à fission auprès de réacteurs expérimentaux. Maîtrise , traitement et réduction des incertitudes written by Nicolas Blanc de Lanaute and published by . This book was released on 2012 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le rôle de la mesure nucléaire, et en particulier celui de la détection neutronique est fondamental dans la recherche et l'industrie nucléaire. Les neutrons fournissent des informations capitales sur le comportement d'un milieu expérimental de type réacteur nucléaire. Leur mesure permet, entre autres, d'assurer l'exploitation « au quotidien » des installations nucléaires de base par le respect des critères de sûreté, de qualifier les codes de calcul utilisés notamment pour la conception des coeurs du futur (comme les réacteurs de génération 4 ou le Réacteur Jules Horowitz) et de faire des progrès en recherche fondamentale, notamment en améliorant les bibliothèque de données nucléaires. Le résultat de chaque mesure est affecté d'une incertitude dont les contributions sont parfois complexes mais dont la prise en compte est systématiquement nécessaire pour leur interprétation. Leur réduction est un des challenges majeurs du CEA.Les neutrons sont des particules non chargées dont la détection par chambre d'ionisation passe nécessairement par une réaction de conversion. Le capteur de type « chambre à fission », utilise la réaction de fission induite. La maîtrise et la réduction des incertitudes affectées aux mesures utilisant ce détecteur constituent la thématique de cette thèse qui s'est déroulée au sein du Laboratoire des Programmes Expérimentaux (LPE) du Service de Physique Expérimentale (SPEx) du CEA Cadarache. Ils se divisent en quatre thématiques :• la première consiste en un état de l'art de la mesure neutronique par chambre à fission en réacteur maquette. Elle fait le point sur les techniques de mesure, la technologie et les processus physiques mis à profit lors de la détection des neutrons,• la deuxième thématique porte sur l'optimisation de deux paramètres intrinsèques du détecteur :o l'épaisseur du dépôt de matière fissile. Les résultats obtenus par simulation ont permis de mieux appréhender l'impact de ce paramètre sur les mesures et d'optimiser la conception des détecteurs futurs,o la pression et la nature du gaz de remplissage. Ces travaux ont permis d'étudier expérimentalement l'impact de cette grandeur sur le comportement de la chambre à fission et d'en optimiser le remplissage. De nouveaux standards ont été découverts et mis en place, adaptés au matériel utilisé aujourd'hui, qui permettent d'une part une division par deux des incertitudes liés aux variations de la pression de remplissage et une utilisation plus souple des détecteurs d'autre part,• la troisième thématique s'intéresse à l'amélioration de l'électronique de mesure et des post-traitements utilisés. Trois chaînes d'acquisition innovantes ont été testées de manière à couvrir les grandes lignes du panorama actuel de l'électronique de mesure. Il en résulte des recommandations dorénavant prises en compte pour l'équipement des maquettes critiques du SPEx. Ces travaux de thèses ont également été l'occasion d'introduire une méthodologie de correction de temps mort innovante et d'en illustrer l'impact positif (division par quatre des écarts entre la mesure et le résultat attendu) sur des mesures réalisées sur la maquette MASURCA,• la quatrième et dernière thématique s'intéresse à l'optimisation des mesures d'indice de spectre par chambre à fission. Chaque paramètre influençant la mesure voit son impact quantifié et sa détermination optimisée, un soin tout particulier étant apporté aux mesures d'étalonnage des capteurs. Il en résulte des améliorations majeures,notamment sur l'indice de spectre « fission 238U / fission 235U » mesuré au centre du coeur de MINERVE, caractérisé par une réduction des écarts « calcul / expérience »(passant de 35.70% à 0.17% dans le meilleur des cas) et une diminution des incertitudes de mesure (passant de 15.7% à 5.6%). Ces résultats ont également permis d'expliquer et de réduire drastiquement les écarts anormaux entre le calcul et l'expérience constatés lors de mesures réalisées en 2004 sur le réacteur MINERVE. (...).
Book Synopsis Méthodes numériques adaptatives pour des problèmes de transport dans les réacteurs nucléaires de sûreté par l'utilisation de signatures et de procédés de perturbations by : Jean-Yves Doriath
Download or read book Méthodes numériques adaptatives pour des problèmes de transport dans les réacteurs nucléaires de sûreté par l'utilisation de signatures et de procédés de perturbations written by Jean-Yves Doriath and published by . This book was released on 1983 with total page 166 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LES ETUDES ET PROGRAMMES EXPERIMENTAUX DE SURETE NUCLEAIRE MIS SUR PIED PAR LE CENTRE D'ETUDES NUCLEAIRES A CADARACHE, SIMULANT LES ACCIDENTS DES COEURS DE REACTEURS (SURREGENERATEUR RAPIDE OU A EAU PRESSURISEE), ONT CONCU UN SCHEMA DE CALCUL (BASE SUR L'EQUATION DE TRANSPORT) ADAPTE AU REACTEUR COUPLE, AVEC DES REGLES D'UTILISATION (RELATIVES A LA VALIDITE DES APPROXIMATIONS EFFECTUEES) ASSEZ STRICTES. CELLES-CI S'AVERENT ACTUELLEMENT TROP ETROITES, ET QUI NECESSITE UN REMODELAGE DE CES REGLES LA DEFINITION ET LA CREATION D'OUTILS DE CALCUL NOUVEAUX POUR PRENDRE EN COMPTE LES ECARTS EXPERIENCE-CALCUL; C'EST L'OBJET DE L'ETUDE PRESENTE
Book Synopsis Étude du comportement de l'uranium et de l'iode dans le mélange de fluorures fondus LiF-ThF4 à 650 °C by : Gabriela Durán-Klie
Download or read book Étude du comportement de l'uranium et de l'iode dans le mélange de fluorures fondus LiF-ThF4 à 650 °C written by Gabriela Durán-Klie and published by . This book was released on 2017 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le Réacteur Nucléaire à sel fondu à spectre rapide (Molten Salt Fast Reactor, MSFR) est un concept innovant de quatrième génération développé par le CNRS depuis 2004 et actuellement étudié dans le cadre du projet européen SAMOFAR de H2020. Le MSFR fonctionne avec un combustible nucléaire liquide constitué d'un mélange de sels fluorures LiF-ThF4-(UF4/UF3) (77,5-20-2,5) mol% fondus à haute température (700-900°C). Ce réacteur est particulièrement intéressant pour le cycle de combustible du thorium (232Th-233U). Ce concept propose un retraitement intégré du combustible nucléaire basé sur des méthodes pyrochimiques afin d'extraire la matière fissile et de séparer les actinides des produits de fission.Un schéma de traitement du sel combustible, proposé lors d'un précédent projet européen (EVOL, FP7), est basé sur les propriétés redox et acido-basiques des éléments produits par les réactions de fission et de capture ayant lieu dans le cœur du réacteur. La base d'évaluation de ce schéma a été dans un premier temps thermodynamique. Une validation expérimentale est actuellement en cours qui consiste à étudier le comportement chimique et électrochimique du sel fondu et des éléments qui y sont solubilisés. Les études précédentes sur les réacteurs sels fondus ne peuvent être utilisées que partiellement pour ce concept car la composition du sel du MSFR définie par le projet européen EVOL est différente en nature et composition des sels proposés jusqu'à présent pour ce type de réacteurs. Or, les coefficients de diffusion et d'activité dépendent des propriétés physico-chimiques du sel fondu (en particulier de la solvatation) et nous avons, lors d'études précédentes, montré que les propriétés de solvatation des sels fondus dépendent fortement de leur nature et de leur composition.Les objectifs de ce travail de thèse sont l'étude du mélange fondu LiF-ThF4 et du comportement électrochimique de l'uranium et de l'iode dans ce mélange.L'étude électrochimique du comportement de l'uranium a montré la stabilité de deux espèces solubles (UF4 et UF3) de cet élément dans le milieu fondu et la possibilité de le réduire à l'état métallique. Ce point est d'importance car la co-existence de ces deux composés permettra de contrôler le potentiel du sel combustible dans le cœur du réacteur et de limiter les réactions de corrosion avec les matériaux de structure. Les coefficients d'activité de U(IV) et de U(III) ont été déterminés. Les valeurs obtenues montrent que la solvatation de l'uranium au degré d'oxydation (IV) par les ions fluorure est beaucoup plus importante que celle de l'uranium au degré (III), ce qui est en accord avec des observations ultérieures dans d'autres sels fluorures. Notre choix pour l'étude des produits de fission dans le sel combustible s'est porté sur l'iode. Dans le cœur du réacteur, la forme stable de l'iode est la forme halogénure soluble I- et dans le schéma général de traitement du sel combustible, il est prévu d'extraire l'iode par une étape de fluoration qui permet de produire le gaz I2. Cette étude a montré la contribution d'une réaction chimique à l'oxydation des ions iodures en iode gazeux. Cette réaction chimique d'oxydo-réduction correspond à l'oxydation des ions iodures par l'oxygène. Cette réaction n'est expliquée que par l'existence d'un oxyfluorure de thorium soluble ThOF2. Une efficacité d'extraction de I2 (g) supérieure à 95 % a été obtenue par électrolyse à potentiel contrôlé. Ces électrolyses, qui simulent la fluoration, permettent de valider l'étape d'extraction de l'iode dans le schéma de traitement.Ce travail de recherche a permis d'acquérir une meilleure connaissance de la stabilité du sel et du comportement chimique et électrochimique de différents composés (U et I) dans le sel.
Book Synopsis Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires by : Fabien Perdu
Download or read book Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires written by Fabien Perdu and published by . This book was released on 2003 with total page 152 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L'étude complète des réacteurs à sels fondus, destinés à une production massive et durable d'énergie nucléaire, doit coupler les aspects neutronique, hydraulique et thermique. Ce couplage, intégrant les codes MCNP et trio - U, est entrepris dans le cadre du prototype MSRE, où il donne des résultats très proches de l'expérience. L'extrapolation de cette étude permet de proposer des modifications pour améliorer les coefficients de sûreté des réacteurs à sels fondus de puissance. Un deuxième volet concerne les réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur, dévolus à l'incinération des déchets radioactifs. Nous proposons une méthode de mesure absolue de la réactivité prompte à partir de la décroissance suivant une impulsion de neutrons. Elle ne suppose connue que la distribution des temps entre générations de neutrons, caractéristique du réacteur. Cette méthode est appliquée aux réqultats de l'expérience MUSE 4 et présente une erreur relative sur la réactivité inférieure à 5%.
Book Synopsis Développement d'une méthode de Monte Carlo dépendante du temps et application au réacteur de type CANDU-6 by : Mehdi Mahjoub
Download or read book Développement d'une méthode de Monte Carlo dépendante du temps et application au réacteur de type CANDU-6 written by Mehdi Mahjoub and published by . This book was released on 2016 with total page 191 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
Book Synopsis Caractérisation des fragments de fission et développement du dispositif expérimental FALSTAFF by : Loïc Thulliez
Download or read book Caractérisation des fragments de fission et développement du dispositif expérimental FALSTAFF written by Loïc Thulliez and published by . This book was released on 2017 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: La fission nucléaire est le mécanisme de séparation d'un noyau lourd en deux noyaux appelés fragments de fission. Ces fragments excités émettent des neutrons et des gammas dits prompts pour rejoindre leur état fondamental ou métastable. L'énergie libérée lors de la fission est utilisée dans les centrales nucléaires pour fournir de l'électricité. La durée de vie et le contrôle des réacteurs nucléaires dépendent entre autres des observables de fission telles que les rendements en masse des fragments, la multiplicité et l'énergie des neutrons et des gammas prompts. La première partie de cette thèse est dédiée à l'étude du processus de désexcitation des fragments de fission avec le code de simulation Monte-Carlo FIFRELIN. Ce code, constitué de plusieurs modèles nucléaires permettant de décrire les fragments, prédit les propriétés (multiplicité, énergie) des particules promptes émises lors de la désexcitation. Lors de ce travail de thèse l'influence des modèles sur les prédictions du code a été étudiée. Les modèles étudiés sont ceux définissant le moment angulaire initial, la densité de niveaux et les fonctions de force gamma des fragments. Les résultats de ces études permettent d'identifier les modèles qui influencent significativement les prédictions du code et donc, de sélectionner la combinaison des modèles reproduisant le maximum d'observables et d'améliorer la description nucléaire des fragments. Ces études sont d'abord menées sur la fission spontanée du 252Cf pour laquelle de nombreuses données expérimentales existent ce qui permet de contraindre fortement les modèles. Des études sur la fission rapide (énergie des neutrons incidents de l'ordre du MeV) de 238U et 237Np sont ensuite réalisées. Elles sont motivées, entre autres, par le développement de nouveaux concepts de réacteurs rapides, dits de quatrième génération, permettant de réduire les quantités de déchets nucléaires et d'utiliser les réserves abondantes de 238U pour fournir de l'électricité. Les données expérimentales relatives à la fission rapide sont rares. De nouveaux dispositifs expérimentaux sont actuellement en développement afin d'étudier l'évolution des différentes observables de fission sur un large domaine en énergie d'excitation. Le dispositif FALSTAFF qui fait l'objet de la deuxième partie de cette thèse est l'un d'entre eux. Dans cette seconde partie les étapes de développement, d'optimisation et de caractérisation du premier bras du dispositif expérimental FALSTAFF sont présentées. Ce spectromètre, installé auprès de l'installation NFS (Neutrons For Science), permettra d'étudier la fission rapide en cinématique directe de nombreux actinides. La détection des deux fragments de fission en coïncidence permettra de caractériser leur énergie, leurs masses (avant et après évaporation des neutrons) et leur charge. La multiplicité des neutrons émis sera alors déterminée et nous renseignera sur le partage de l'énergie d'excitation entre les fragments. Les données mesurées serviront ultérieurement de données d'entrée au code FIFRELIN. La mesure de la vitesse des deux fragments en coïncidence (méthode 2V), avec des détecteurs de temps de vol MWPC-SeD donnent accès à la masse avant évaporation. Une chambre à ionisation axiale placée après ces détecteurs permet de mesurer l'énergie cinétique et le profil de perte d'énergie des fragments, ce qui permet de déterminer respectivement la masse après évaporation (méthode EV) et la charge nucléaire des fragments.La partie expérimentale de cette thèse est dédiée au développement des programmes de simulation et d'analyse des données, à la mise en place du système d'acquisition, à la caractérisation et à l'optimisation des détecteurs. Ce dernier point concerne essentiellement l'étude des performances de la chambre à ionisation axiale.
Book Synopsis Contribution à l'amélioration des méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire dans les réacteurs nucléaires à l'aide du code Monte-Carlo TRIPOLI-4® by : Arthur Peron
Download or read book Contribution à l'amélioration des méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire dans les réacteurs nucléaires à l'aide du code Monte-Carlo TRIPOLI-4® written by Arthur Peron and published by . This book was released on 2014 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les programmes d'irradiations technologiques menés dans les réacteurs expérimentaux sont d'une importance cruciale pour le soutien du parc électronucléaire actuel en termes d'étude et d'anticipation du comportement sous irradiation des combustibles et des matériaux de structures. Ces programmes permettent d'améliorer la sûreté des réacteurs actuels et également d'étudier les matériaux pour les nouveaux concepts de réacteurs.Les conditions d'irradiations des matériaux dans les réacteurs expérimentaux doivent être représentatives de celles des réacteurs de puissance. Un des principaux intérêts des réacteurs d'irradiations technologiques (Material Testing Reactors, MTRs) est de pouvoir y mener des irradiations instrumentées en ajustant les paramètres expérimentaux, en particulier le flux neutronique et la température. La maîtrise du paramètre température d'un dispositif irradié dans un réacteur expérimental nécessite la connaissance de l'échauffement nucléaire (terme source) dû au dépôt d'énergie des photons et des neutrons interagissant dans le dispositif. La bonne évaluation de cet échauffement est une donnée clé pour les études thermiques de dimensionnement et de sûreté du dispositif.L'objectif de cette thèse est d'améliorer les méthodes d'évaluation de l'échauffement nucléaire en réacteur. Ce travail consiste en l'élaboration d'un schéma de calcul complet innovant, couplé neutron-photon (permettant d'obtenir la contribution des neutrons, des gamma prompts et des gamma de décroissance), fondé principalement sur le code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4 (à 3-dimensions et à énergie continue). Une validation expérimentale du schéma a été effectuée en s'appuyant sur les mesures de calorimétrie réalisées dans le réacteur OSIRIS (CEA Saclay). Des études de sensibilité ont également été menées pour établir l'impact de différents paramètres sur les calculs d'échauffement nucléaire, dont les données nucléaires. Cela a permis de définir le schéma de calcul définitif pour reproduire au plus près la réalité des irradiations technologiques. Le travail de thèse débouche sur un outil opérationnel et prédictif pour l'estimation de l'échauffement nucléaire répondant aux besoins de l'expérimentation en réacteur de recherche et qui peut être étendu plus largement dans des réacteurs de puissance.
Book Synopsis Nouvelle méthodologie de calcul de l'absorption résonnante by : Noureddine Hfaiedh
Download or read book Nouvelle méthodologie de calcul de l'absorption résonnante written by Noureddine Hfaiedh and published by . This book was released on 2006 with total page 218 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le calcul neutronique des réacteurs nucléaires consiste en la résolution de l'équation du transport et vise à déterminer un ensemble de paramètres neutroniques à savoir le facteur de multiplication effectif du cœur (Keff), le flux neutronique et les taux de réactions (absorption, fission, etc) dans les différentes régions du coeur du réacteur nucléaire. Ces paramètres constituent la base d'études, de conception et de suivi des réacteurs nucléaires. Les méthodes de résolution déterministe de l'équation du transport passent toujours par un calcul multigroupe en énergie. Il s'agit de la discrétisation de la variable énergie qui consiste à remplacer des fonctions continues en énergie (sections efficaces, flux neutroniques, etc) par des fonctions constantes par domaines d'énergie appelés groupes. Vu la structure résonnante des sections efficaces des noyaux présents dans les réacteurs, les sections multigroupes obtenues suite à la discrétisation énergétique doivent être: soient finement discrétisées pour décrire les variations rapides dans les résonances; soient calculées dans des groupes larges en les pondérant par un flux modélisé s'approchant au maximum du flux réel; cette stratégie s'appelle la modélisation de l'autoprotection. Dans ce travail de thèse nous avons développé une idée originale: optimiser un maillage fin pour un calcul rigoureux de l'absorption des grandes résonances dans le domaine épithermique. Ce maillage est fin en dessous de 22,5eV (188 groupes) permettant le calcul exact de l'absorption résonnante des principaux actinides, PFs et absorbants des réacteurs à fission. De plus le maillage SHEM (à 281 groupes) prend en compte précisément l'effet de recouvrement des résonances. L'optimisation du maillage a été réalisée avec une méthode rigoureuse basée sur un algorithme de détermination de maillage optimisé pour une résonance isolée. Dans le domaine en dessous de 22,5eV, les deux résonances de 238U à 6,7eV et 20,9eV sont décrites par des groupes énergétiques fins permettant d'éviter les approximations liées aux modèles d'autoprotection. Le maillage permet également une description fine des résonances des matériaux de structure (56Fe, 55Mn, 27Al, etc) et les caloporteurs (16O et 23Na) à des énergies supérieures à 22,5eV. La discrétisation des réactions à seuil (inélastique, fission, (n,2n) de 238U) a également fait l'objet d'une attention particulière. Ensuite un schéma de calcul APOLLO2 a été défini sur la base du maillage SHEM pour être soumis à un travail de validation. La validation consiste à définir les biais de calcul résultant de la comparaison du calcul multigroupe APOLLO2 avec un calcul étalon réalisé avec TRIPOLI4. Nous avons ainsi été amené à créer une bibliothèque de sections efficaces multigroupes APOLIB, à partir du "processing" des évaluations JEF2.2 avec le code NJOY. Les tests de validation ont porté sur des configurations des réacteurs REL (réseaux UOX, MOX, MOX à 50Gwj/t, absorbants Hafnium et AIC) et des réacteurs à spectre rapide. Les résultats de validation montrent que le schéma basé sur le maillage SHEM est nettement plus précis que les autres schémas classique basés sur XMAS et une modélisation de l'autoprotection, sans introduire de pénalité au niveau du coût calcul.
Author :Canada. Commission de contrôle de l'énergie atomique Publisher :Montréal : Ecole polytechnique de Montréal ISBN 13 : Total Pages : pages Book Rating :4.:/5 (158 download)
Book Synopsis Une nouvelle méthode numérique pour les problèmes bi-dimensionnels en écoulement de chaleur et en cinétique des réacteurs nucléaires : rapport final, 1ère partie by : Canada. Commission de contrôle de l'énergie atomique
Download or read book Une nouvelle méthode numérique pour les problèmes bi-dimensionnels en écoulement de chaleur et en cinétique des réacteurs nucléaires : rapport final, 1ère partie written by Canada. Commission de contrôle de l'énergie atomique and published by Montréal : Ecole polytechnique de Montréal. This book was released on 1973 with total page pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:
