Etude des matériaux sacrificiels absorbants et diluants pour le contrôle de la réactivité dans le cas d'un accident hypothétique de fusion du coeur de réacteurs de quatrième génération, Study of diluting 6and absorber materials to control the reactivity during a postulated core meltdown accident in generation IV reactors

Kamila Plevacova

Description

Sous la direction de Jacques Poirier, Christophe Journeau
Thèse soutenue le 16 décembre 2010: Orléans
Afin de limiter les conséquences d’un hypothétique accident grave avec la fusion du coeur dans un réacteur à neutrons rapides de génération IV refroidi au sodium, la recriticité doit être évitée au sein du mélange de combustible oxyde et de structures fondus, appelé corium. Pour cela, des matériaux absorbants, tels que le carbure de bore B4C, seront utilisés dans ou près du coeur, et des matériaux diluants dans le récupérateur de corium. L’objectif de ce travail est de présélectionner des matériaux parmi ces deux types de familles et de comprendre leur comportement au contact avec le corium. Concernant le B4C, des calculs thermodynamiques et des expériences ont permis de conclure à la formation de deux phases immiscibles dans le système UO2 – B4C à haute température, une oxyde et une borure, ainsi qu’à la volatilisation d’une partie de l’élément absorbant bore. Cette séparation de phases pourra réduire l’efficacité de l’absorption neutronique au sein de la phase oxyde. Une solution à ce comportement serait d’augmenter la quantité de B4C ou d’utiliser un absorbant oxyde miscible avec le combustible. Eu2O3 ou HfO2 pourraient convenir car il a été montré qu’ils forment une solution solide avec UO2. Concernant le matériau diluant, les oxydes mixtes Al2O3 – HfO2 et Al2O3 – Eu2O3 ont été étudiés. L’interaction de ces systèmes avec UO2 étant inconnue à ce jour, les premiers points ont été recherchés sur les diagrammes ternaires correspondants. Contrairement au système Al2O3 – Eu2O3 – UO2, le mélange Al2O3 – HfO2 – UO2 présente un seul eutectique et donc un seul chemin de solidification ce qui permet de prévoir plus facilement la manière dont le corium solidifierait dans le récupérateur.
-Corium
-Récupérateur de corium
-Matériau sacrificiel
In order to limit the consequences of a hypothetical core meltdown accident in Generation IV Sodium Fast Reactors, absorber materials in or near the core, such as boron carbide B4C, and diluting materials in thecore catcher will be used to prevent recriticality within the mixture of molten oxide fuel and molten structures called corium. The aim of the PhD thesis was to select materials of both types and to understand their behaviour during their interaction with corium, from chemical and thermodynamic point of view. Concerning B4C, thermodynamic calculations and experiments agree with the formation of two immiscible phases at high temperature in the B4C – UO2 system: one oxide and one boride. This separation of phases can reduce the efficiency of the neutrons absorption inside the molten fuel contained in the oxide phase. Moreover, a volatilization of a part of the boron element can occur. According to these results, the necessary quantity of B4C to be introduced should be reconsidered for postulated severe accident sequence. Other solution could be the use of Eu2O3 or HfO2 as absorber material. These oxides form a solid solution with the oxide fuel. Concerning the diluting materials, mixed oxides Al2O3 – HfO2 and Al2O3 – Eu2O3 were preselected. These systems being completely unknown to date at high temperature in association with UO2, first points on the corresponding ternary phase diagrams were researched. Contrary to Al2O3 – Eu2O3 – UO2 system, the Al2O3 – HfO2 – UO2 mixture presents only one eutectic and thus only one solidification path which makes easier forecasting the behaviour of corium in the core catcher.
-Corium
-Core catcher
-Sacrificial material
Source: http://www.theses.fr/2010ORLE2042/document

Informations

• Publié par: Thesee
• Nombre de lectures: 159
• Langue: Français
• Poids de l'ouvrage: 17 Mo

Extrait

UNIVERSITÉ D’ORLÉANS



ÉCOLE DOCTORALE SCIENCES ET TECHNOLOGIES

Laboratoire d’essais pour la Maîtrise des Accidents graves, CEA Cadarache

THÈSE présentée par :
Kamila PLEVACOVA


soutenue le : 16 décembre 2010

pour obtenir le grade de : Docteur de l’Université d’Orléans
Discipline : Physique


Etude des matériaux sacrificiels absorbants et
diluants pour le contrôle de la réactivité dans le
cas d’un accident hypothétique de fusion du cœur
de réacteurs de quatrième génération



THÈSE codirigée par :
Jacques POIRIER Professeur, Université d’Orléans, CEMHTI-CNRS
Christophe JOURNEAU Ingénieur de Recherches, HDR, CEA Cadarache

RAPPORTEURS :
Gérard DUCROS Directeur de Recherches, CEA Cadarache
Fiqiri HODAJ Professeur, INPG, SIMAP-CNRS
____________________________________________________________________

JURY:
Jean-Pierre BONNET Professeur, ENSCI, Président du jury
Marianne BALAT - PICHELIN Directrice de Recherches, PROMES-CNRS
Gérard DUCROS Directeur de Recherches, CEA Cadarache
Fiqiri HODAJ Professeur, INPG, SIMAP-CNRS
Christophe JOURNEAU Ingénieur de Recherches, HDR, CEA Cadarache
Jacques POIRIER Professeur, Université d’Orléans, CEMHTI-CNRS
Pascal PILUSO (invité) Ingénieur de Recherches, CEA Cadarache
tel-00592463, version 1 - 12 May 2011

tel-00592463, version 1 - 12 May 2011
REMERCIEMENTS

L’étude présentée dans ce mémoire a été réalisée dans le cadre d’un contrat de thèse CTBU
au CEA Cadarache, à la Direction de l’Energie Nucléaire (DEN), au Département des
Technologies Nucléaires (DTN), au Service de Technologie des Réacteurs Industriels
(STRI), au Laboratoire pour la Maitrise des Accidents graves (LMA). Je remercie l’ensemble
des chefs de ces différentes unités pour leur accueil.
La thèse a fait partie du projet tripartite entre le CEA, AREVA et EDF sur les Réacteurs à
Neutrons Rapides à caloporteur sodium de génération IV. Elle a également été choisie pour
faire partie du projet de collaboration européen CP-ESFR (Collaborative Project – European
Sodium Fast Reactor). Je remercie les différents partenaires pour leur participation au
financement de ma thèse.

Mes remerciements les plus sincères vont à Christophe JOURNEAU, Expert International au
CEA, qui a encadré cette thèse et sans qui ce travail n’aurait pas pu aboutir. Merci
Christophe pour ta gentillesse, toute ton aide et tes explications. Je remercie énormément
Jacques POIRIER, Professeur à l’Université d’Orléans, pour avoir dirigé cette thèse. Merci
Jacques pour vos conseils et votre regard extérieur. Ce travail n’aurait pas pu se faire non
plus sans Pascal PILUSO, Expert Senior au CEA, spécialiste des matériaux du laboratoire.
Merci Pascal pour tout le temps que tu m’as consacré pour interpréter mes différents essais.

Pour l’honneur qu’ils mon fait en acceptant d’être les rapporteurs de cette thèse, je remercie
Gérard DUCROS, Directeur de Recherches au CEA Cadarache et Fiqiri HODAJ, professeur
à l’INPG. Ma reconnaissance va aussi à Jean-Pierre BONNET, professeur à l’ENSCI, pour
avoir accepté de présider le jury, ainsi qu’à Marianne BALAT – PICHELIN, Directrice de
Recherches au PROMES – CNRS, d’avoir été mon examinatrice.

Pour leur inestimable aide, surtout dans l’analyse des échantillons, je tiens à remercier
Justine LAMY et Julien BRICOUT qui ont effectué en ma compagnie leur stage de fin
d’études d’Ecole d’Ingénieurs. J’ai énormément apprécié les six mois passés avec chacun
d’eux. Un grand merci aussi à mon compatriote Vaclav TYRPEKL qui a apporté au
laboratoire un bout de mon pays d’origine et qui m’a aidé lors des interprétations des
analyses matériaux. Je remercie aussi Sandra POUMEROULY pour les informations qu’elle
m’a fournies au sujet de la neutronique, mais également pour les déjeuners passés
ensemble.
Je remercie Laurent BRISSONNEAU de m’avoir permis de me servir du MEB et de la DRX
de son laboratoire ainsi que de ses précieux conseils. Merci à Philippe SORNAY et à Eric
BERTRAND du CEA/CAD/DEN/DEC/SPUA/LCU d’avoir accepté de fabriquer des creusets
en UO nécessaires pour certains de mes essais. Merci à S. GOSSE du 2
DEN/DANS/DPC/SCP/LM2T du CEA Saclay de m’avoir fourni des résultats indispensables
concernant les gaz issus de l’interaction UO – B C. 2 4
Mes remerciements vont également à José MONERRIS, Gérald FRITZ et Yves BULLADO
pour leur inestimable aide lors de la mise en place de mes expériences et pour leur bonne
humeur.

Un très grand merci va bien sûr à l’ensemble du personnel du LMA qui m’a fait énormément
apprécier mes trois années passées dans ce laboratoire. Merci plus particulièrement aux
filles du laboratoire, Brigitte ROMAGNOLO-VALENTIN et Nathalie CASSIAUT-LUIS, d’avoir
rendu encore plus agréable mon travail dans ce monde masculin. Merci bien évidemment à
Didier TARABELLI pour sa bonne humeur et le temps qu’il a consacré à relire ce mémoire.

Je tiens enfin à remercier ma famille et Ludo de m’avoir permis d’arriver là où je suis
aujourd’hui.
3

tel-00592463, version 1 - 12 May 2011
TABLE DES MATIERES

GLOSSAIRE................................................................................................................... 7
CHAPITRE 1. INTRODUCTION – CONTEXTE DE L’ETUDE ................................................ 9
1.1. Choix des réacteurs de Génération IV ................................................................... 9
1.2. Introduction aux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium ........................11
1.2.1. Pourquoi un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium? ........................11
1.2.2. Principales caractéristiques ...........................................................................12
1.2.3. Description ....................................................................................................12
1.3. Introduction au risque de l’accident grave avec fusion du cœur ............................14
1.3.1. Généralités sur les accidents graves dans les centrales nucléaires ..............14
1.3.2. Description d’un accident grave dans un RNR-Na et la démarche de sûreté
pour le nouveau réacteur ..............................................................................................15
1.3.3. Les moyens de mitigation ..............................................................................18
1.4. Objectifs de la thèse .............................................................................................18
1.5. Plan du mémoire ...................................................................................................19
Références bibliographiques du Chapitre 1 ......................................................................20
CHAPITRE 2. ETAT DE L’ART SUR LES MOYENS DE MITIGATION PERMETTANT LE CONTROLE
DE LA REACTIVITE DANS UN REACTEUR A NEUTRONS RAPIDES A CALOPORTEUR SODIUM ... 21
2.1. Régulation de la réactivité au plus près du cœur du réacteur ................................21
2.1.1. Différents systèmes d’arrêt contenant un matériau absorbant .......................21
2.1.2. Choix du carbure de bore en tant que matériau absorbant pour le contrôle de
la réactivité près du cœur du réacteur...........................................................................26
2.1.3. Autres absorbants utilisés pour le contrôle de réactivité près du cœur du
réacteur 27
2.2. Récupérateur de corium ........................................................................................29
2.2.1. Fonction d’un récupérateur ............................................................................29
2.2.2. Les récupérateurs des réacteurs RNR-Na déjà développés ..........................29
2.2.3. Récupérateurs avec des matériaux réfractaires ............................................31
2.2.4. Les récupérateurs utilisant des matériaux sacrificiels dans les réacteurs à eau
32
Références bibliographiques du Chapitre 2 ......................................................................36
CHAPITRE 3. CHOIX DES MATERIAUX SACRIFICIELS ................................................... 38
3.1. Cahier des charges pour la sélection de matériaux sacrificiels ..............................38
3.1.1. Exigences envers le matériau sacrificiel ......................