Soutenance de thèse de Veronica D'AMBROSI

Ecole Doctorale
SCIENCES POUR L'INGENIEUR : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
Spécialité
« Sciences pour l'ingénieur » : spécialité « Mécanique des Solides »
établissement
Aix-Marseille Université
Mots Clés
IPG,transitoire de puissance,modélisation,capteur,deformation,temps réel,
Keywords
PCI,power transient,modelling,sensor,deformation,real time,
Titre de thèse
Détection de l’Interaction Pastille-Gaine et de l’amorce de la fusion à cœur de la pastille lors d’une rampe de puissance dans le Réacteur Jules Horowitz : modélisation et méthode de mesure en temps réel des déformations d’un crayon combustible
Detection of the fuel Pellet Clad Interaction (PCI) and fuel central melting during a power ramp test in the Jules Horowitz Research Reactor (JHR): modeling and real time measurement method of fuel element deformation.
Date
Mardi 2 Juin 2020 à 10:00
Adresse
Centre de Cadarache, 13108 Saint Paul Lez Durance - France
Bâtiment 120
Jury
Directeur de these M. Jean-Marie GATT CEA Cadarache / AMU
Rapporteur Mme Amna REKIK Polytech Orléans - Ecole d'Ingénieurs de l'Université d'Orléans
Rapporteur M. Philippe COMBETTE Université de Montpellier / UM1 – Institut d’Electronique et des Systèmes (IES)
CoDirecteur de these M. Frédéric LEBON Aix Marseille Université / Laboratoire de Mécanique et d’Acoustique (UPR 7051 LMA)
Examinateur Mme Elisabeth MASSONI CEMEF - MINES ParisTech
Examinateur M. YANN MONERIE Université de Montpellier
Examinateur Mme Christelle REYNARD-CARETTE Aix Marseille Université / Institute Matériaux Micromécanique Nanosciences de Provence (UMR 7334 IM2NP)

Résumé de la thèse

Dans un réacteur nucléaire, le combustible se présente sous forme de pastilles cylindriques empilées dans une gaine. La réaction de fission nucléaire au sein du combustible va provoquer une élévation de la température de celui-ci et une dilatation des pastilles. La gaine entourant les pastilles est soumise à la pression externe du fluide caloporteur entraînant une diminution de son diamètre par fluage. Le jeu initial entre le combustible et la gaine va donc progressivement se fermer et une interaction mécanique va ainsi s’établir entre les deux objets, appelée Interaction Pastilles-Gaine (IPG). Dans le cadre d’une plus grande flexibilité dans la manœuvrabilité des centrales nucléaires (suivi du réseau en fonction de l’apport intermittent des énergies renouvelables), une variation soudaine de puissance (transitoire de puissance) peut se produire entraînant une augmentation des températures dans le combustible. Cette augmentation va créer une dilatation plus importante des pastilles et générer des contraintes supplémentaires dans la gaine. L’Autorité de Sûreté impose à l’opérateur des centrales d’assurer l’intégrité physique de la gaine qui constitue la première barrière de confinement des matières radioactives ainsi que l’absence de fusion au cœur du combustible. Afin de mieux appréhender les phénomènes physiques de l’IPG dans ces conditions transitoires, des expériences spécifiques appelées rampes de puissance sont réalisées dans des réacteurs de recherche dédiés. Les données recueillies sont utilisées pour accroître nos connaissances et ainsi améliorer la modélisation et valider les simulations numériques. Aujourd’hui, la grande majorité des mesures sont effectuées avant et après l’expérience ne donnant qu’un état initial et final, limitant de ce fait la quantité d’informations disponibles. Le travail de cette thèse se concentre donc sur le développement d’une méthode de mesure dédiée à la caractérisation en ligne de la cinétique de l’IPG ainsi qu’à la détection du début de la fusion à cœur. La première partie de la thèse porte sur l'identification de l'ensemble des paramètres pertinents et observables à mesurer. Pour cela, nous avons utilisé le code multidimensionnel ALCYONE, code de référence pour la performance du combustible de la plateforme de simulation PLEIADES, développée par le CEA en collaboration avec EDF et FRAMATOME. Le manque d’une modélisation tenant compte du début de la fusion dans la pastille de combustible dans ALCYONE a nécessité le développement d’un modèle thermomécanique, au moyen de méthodes d'homogénéisation. L’objectif de ce développement était de déterminer numériquement les effets mesurables sur la cinétique de déformation de la gaine lors de la dilatation caractéristique du changement de phase solide-liquide du dioxyde d’uranium. Dans la deuxième partie, les paramètres identifiés et les critères de mesure associés guident l'examen des solutions technologiques disponibles utilisées dans le domaine nucléaire et les développements en cours. Nous avons étudié les avantages et les inconvénients de chaque principe de mesure et leur aptitude à être utilisé dans le domaine du nucléaire. Nous avons ensuite pris en compte les contraintes environnementales et géométriques spécifiques de l'irradiation du réacteur d’essais RJH et de son dispositif ADELINE pour identifier les technologies recommandées. Une étude expérimentale, baptisée IMPIGRITIA, a été conçue et réalisée pour statuer sur la faisabilité de détecter l'origine et l'évolution du contact entre les pastilles et la gaine au moyen de vibrations de l’élément combustible. Les premiers résultats obtenus sont encourageants et des investigations complémentaires sont identifiées sur ce sujet. Enfin, sur la base des recherches effectuées, nous proposons le principe d’un scénario d’irradiation réalisable dans le futur dispositif ADELINE du RJH ainsi que la méthode de mesure correspondante afin d’améliorer la compréhension de l’IPG et de la fusion à cœur.

Thesis resume

In a nuclear reactor, the fuel is in the form of cylindrical pellets stacked in a cladding. The nuclear fission reaction within the fuel causes the temperature of the fuel to rise and thus cause the pellets to expand. The cladding surrounding the pellets is subjected to the external pressure of the coolant, leading to the decrease of its diameter by creep. The initial gap between the fuel and the cladding therefore gradually closes and a mechanical interaction between the two objects establishes, called the Pellet-Cladding Interaction (PCI). In the frame of a greater flexibility in the maneuverability of nuclear power plants (to follow the grid demand according to the intermittent supply of renewable energies), a sudden power variation (power transient) may occur, leading to the increase of fuel temperatures. This increase induces a greater expansion of the pellets and generates additional stresses in the cladding. The Safety Authority requires the power plant operator to ensure the physical integrity of the cladding, which constitutes the primary containment barrier for radioactive materials, and the absence of central melting in the fuel pellets. To better understand the physical phenomena related to PCI under these transient conditions, specific experiments called power ramps are carried out in dedicated research reactors. The data collected are used to increase our knowledge and thus improve modelling and validate numerical simulations. Today, the majority of measurements are performed before and after the experiment, giving only the initial and final state of the system and thus limiting the amount of available information. The work of this thesis focuses on the development of a measurement method dedicated to the on-line characterization of the PCI kinetics as well as to the detection of the onset of central fuel melting. The first part of the thesis deals with the identification of the set of relevant and observable parameters to be measured. For this, we use the multidimensional code ALCYONE, the reference fuel performance code of the simulation platform PLEIADES, developed by CEA in collaboration with EDF and FRAMATOME. The lack of a model to account for the onset of melting in the fuel pellet in ALCYONE required the development of a thermomechanical model, using homogenization methods. The objective of this development is to calculate the measurable effects on the cladding deformation kinetics due to the characteristic expansion of the solid-liquid phase change of uranium dioxide. In the second part, the parameters identified and the associated measurement criteria guide the review of available technological solutions used in the nuclear field and the ongoing developments. The advantages and disadvantages of each measurement principle and their suitability for use in the nuclear field are discussed. Then, we take into account the specific environmental and geometrical constraints of the irradiation of the RJH test reactor and its ADELINE device to identify the recommended technologies. An experimental study, called IMPIGRITIA, has been designed and carried out to state on the feasibility to detect the origin and evolution of the contact between the pellets and the cladding by means of fuel element vibrations. The initial results obtained are encouraging and further investigations are identified on this topic. Finally, on the basis of the research carried out, we propose the principle of an irradiation scenario in the future ADELINE device of the JHR reactor as well as the corresponding measurement method in order to improve the understanding of PCI and fuel melting onset.