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1 - CONDITIONS NORMALES DE FONCTIONNEMENT

2 - CONDITIONS INCIDENTELLES ET ACCIDENTELLES

Article de référence | Réf : BN3060 v1

Conditions incidentelles et accidentelles
Thermomécanique du combustible des réacteurs à eau sous pression

Auteur(s) : Patrick BLANPAIN, Christophe GARNIER, Pierre IMBERT, Hubert SALAUN

Date de publication : 10 juil. 2011

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Auteur(s)

  • Patrick BLANPAIN : Doctorat Chimie-Physique - Expert International AREVA NP, Combustible, France

  • Christophe GARNIER : Docteur Ingénieur en mécanique - Expert AREVA NP, Combustible, France

  • Pierre IMBERT : Doctorat Mécanique des fluides - Expert AREVA NP, Chef du département Thermohydraulique Combustible, France

  • Hubert SALAUN : Ingénieur en mécanique - Expert AREVA NP, Mécanique de l'assemblage, Combustible, France

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INTRODUCTION

Par thermomécanique du combustible, on désigne les études des effets mécaniques et thermiques et, plus généralement, les études du comportement de l'assemblage et du crayon de combustible sous les diverses sollicitations qu'ils subissent en réacteur où interviennent des charges thermiques et mécaniques, et aussi des sollicitations hydrauliques et chimiques et les phénomènes induits par l'irradiation des matériaux.

Nous décrirons dans ce chapitre les études liées au comportement de l'assemblage de combustible, d'abord en régime normal de fonctionnement, puis dans les conditions incidentelles et accidentelles. Nous ne pouvons donner ici les descriptions précises et numériques de tous les modèles utilisés pour réaliser ces études. Nous décrirons néanmoins les principes de la méthodologie et des principaux modèles employés.

Pour la description de l'assemblage de combustible REP et les conditions générales de fonctionnement, le lecteur se référera aux articles sur le REP du présent traité.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3060


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2. Conditions incidentelles et accidentelles

La plupart des études d'accidents présentées dans le rapport de sûreté du réacteur nucléaire comportent l'analyse des conséquences de ces accidents sur la tenue de l'assemblage de combustible et plus particulièrement du crayon de combustible.

En conditions incidentelles (transitoires faisant intervenir un arrêt d'urgence déclenché par le système de protection du cœur), outre la vérification du critère de contrainte limite entraînant la fissuration de la gaine par le phénomène d'interaction pastille- gaine (cf. paragraphe 1.5), il est vérifié que le refroidissement des crayons de combustible est suffisant pour ne pas entrer en crise d'ébullition susceptible d'entraîner la surchauffe et la fissuration locale de la gaine (cf. [B 3 050]).

En conditions accidentelles, le comportement du crayon est plus particulièrement étudié en situation d'accident par perte de réfrigérant primaire (APRP). Il est vérifié que la température de la gaine ne dépasse pas une valeur limite (1 200 oC) susceptible de réduire le transfert thermique avec le réfrigérant et d'entraîner une réaction exothermique entre l'alliage de zirconium et la vapeur d'eau. Ces phénomènes sont eux-mêmes fonction de la chaleur emmagasinée dans les pastilles en conditions normales de fonctionnement.

Ce critère de température limite de la gaine, ainsi qu'un critère supplémentaire lié à son oxydation, permettent de garantir le refroidissement...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - CURCA-TIVIG (F.) -   Advanced codes and methods supporting AREVA Fuel Solutions.  -  Water Reactor Fuel Performance Meeting, TopFuel 2009, Paris, 6-10 sept. 2009.

  • (2) -   Fission gas behaviour in water reactor fuels.  -  OECD-NEA Seminar Proceedings, Cadarache, France, 26-29 sept. 2000.

  • (3) - TONG (L.S.), WEISMAN (J.) -   Thermal analysis of pressurized water reactors.  -  An. Nucl. Soc., 2nd ed. (1979).

  • (4) -   Les combustibles nucléaires.  -  Une monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire, CEA Saclay et Groupe Moniteur, Paris (2008).

  • (5) - ROBERTS (J.T.A.) -   Structural materials in nuclear power systems.  -  Plenum Press (1981).

  • (6) - LEROUX (J.C.), GRATTIER (B.) -   Analysis of the loading of PWR reactor control rod elements in operating conditions.  -  Présentation au 7e SMIRT (Structural mechanics in reactor...

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