Date : 2019
Type : Livre / Book
Type : Thèse / ThesisLangue / Language : anglais / English
Centrales nucléaires -- Mesures de sécurité
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Résumé / Abstract : En ce qui concerne la sûreté des centrales nucléaires en cas d'accident nucléaire grave, l'un des principaux défis associés est la rétention du combustible nucléaire en fusion et des composants internes du réacteur, appelés corium, au sein du réacteur sous pression (RPV). L'une des façons de refroidir le corium dans le RPV est de refroidir le récipient de l'extérieur. Cette stratégie est appelée rétention en navire (RVI). Dans le cas de la stratégie de rétention en cuve (RVI), il est prévu que la piscine de corium soit entourée d'une croûte d'oxyde, qui sera en contact avec de l'acier fondu du haut de la piscine ainsi que des côtés de la cuve. Il a été observé dans les expériences CORDEB (financées par l'IRSN, le CEA et EDF), que cette croûte devient perméable du fait de la dissolution par l'acier fondu, affectant le flux associé au RPV. Par conséquent, la dissolution a été étudiée en dérivant un modèle à plus grande échelle composé d'équations de transport à volume moyen - Transport de masse, d'élan, d'espèces et d'énergie - sur un volume élémentaire représentatif (REV). Le système final d'équations aux dérivées partielles (PDE) a été fermé en dérivant plusieurs relations empiriques pour la diffusivité effective des espèces, les coefficients de transfert de masse, la perméabilité et la conductivité effective. De plus, le modèle a été résolu pour étudier la dissolution dans la croûte pour différents cas avec et sans convection.
Résumé / Abstract : With regards to the safety of the Nuclear Power Plants (NPP) in case of a severe nuclear accident, one of the main challenges associated is the retention of the molten nuclear fuel and reactor internals, called corium, within the Reactor Pressure Vessel (RPV). One of the ways of cooling corium with in the RPV is by cooling the vessel from outside. This strategy is termed as In-Vessel Retention (IVR). In case of the In-Vessel Retention (IVR) strategy, it is expected that the corium pool will be surrounded by an oxide crust, which will be in contact with molten steel from top of the pool as well as from sides of the vessel. It has been observed in CORDEB experiments (funded by IRSN, CEA and EDF), that this crust becomes permeable due to dissolution by molten steel, affecting the flux associated with the RPV. Consequently, the dissolution has been studied by deriving an up-scaled model consist of volume averaged transport equations — Mass, Momentum, Species and Energy transport — over a Representative Elementary Volume (REV). The final system of Partial Differential Equations (PDEs) has been closed by deriving several empirical relations for effective species diffusivity, mass transfer coefficients, permeability and effective conductivity. Further, the model has been solved to study dissolution in crust for different cases with and without convection