Conductivité thermique des combustibles nucléaires hétérogènes

par Dragos Staïcu

Thèse de doctorat en Thermique et énergétique

Sous la direction de Michel Laurent.


  • Résumé

    Les propriétés thermiques des combustibles nucléaires doivent être connues afin de prévoir leur comportement en cours d'irradiation et de vérifier que celui-<:i est compatible avec les critères de sûreté. Aux combustibles U02 et (U,Pu)02 actuels s'ajoutent de nouveaux types de matériaux étudiés dans la cadre de programmes de recherche entrepris au CEA (combustibles du futur, incinération d' actinides). Cette étude a été réalisée dans le cadre du développement d'une méthode de prédiction du comportement thermique de ces combustibles en réacteur. Elle a été validée par une comparaison avec des mesures de la conductivité thermique équivalente de combustibles vierges. Une étude du problème thermique, des paramètres influents et des différentes voies d'étude possibles a été dans un premier temps réalisée. Une méthode numérique adaptée aux combustibles et prenant en compte leur microstructure et leur composition a ensuite été mise au point. Elle consiste à calculer, à partir de la micrographie d'une coupe, une conductivité équivalente pour un transfert de chaleur à deux dimensions. Une méthode de passage 2D/3D est proposée pour estimer la valeur de la conductivité équivalente 3D, elle est fondée sur l'utilisation des prédictions 2D et 3D obtenues par un modèle analytique de conductivité équivalente correspondant à une microstructure proche de la microstructure réelle. Les prédictions ont été comparées aux résultats expérimentaux obtenus pour les combustibles (U, Pu)O2. Al203-U02, MgAl204-U02, U02-Mo et pour l'absorbant neutronique B4C-HfB2• La méthode a ensuite été appliquée au combustible (U,Pu)02 irradié.

  • Titre traduit

    = Thermal conductivity of heterogeneous nuclear fuels


  • Résumé

    The thermal properties of nuclear fuels must be known in order to predict their behavior under irradiation and to verify that it is compatible with the safety criterion. The existing fuels are U02 and (U,Pu)02, but some new materials are being studied at the CEA (future fuels, actinide incineration). The aim of this study is to contribute to the development of a prediction method for the thermal behavior of these fuels during irradiation. This method has been validated by comparison with the measured values of the effective thermal conductivity of fresh fuel. The heat transfer problem, the influent parameters and the possible solutions are at first studied. Then a numerical method, suitable for fuels and taking into account their microstructure and their composition has been developed. The equivalent conductivity for a 20 heat transfer is calculated taking into account actual 20 microstructures obtained after analysis of micrographic sections of the material. The proposed method for converting 20/30 to estimate the value of the equivalent conductivity, uses as a ratio between the two estimates, the ratio obtained by a model corresponding to a morphology close to the• actual morphology and where the 20 prediction best matches the value calculated numerically. The analysis is validated by comparison of the thermal conductivity values measured for the (U, Pu)O2. Al203-U02, MgAl204-U02, U02 and Mo fuels and for B4C-HfB2. The method is then applied to the (U,Pu)02 irradiated fuel.

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Informations

  • Détails : 1 vol. (189 p.)
  • Notes : Publication autorisée par le jury
  • Annexes : Bibliogr.p.117-125

Où se trouve cette thèse ?

  • Bibliothèque : Institut national des sciences appliquées (Villeurbanne, Rhône). Service Commun de la Documentation Doc'INSA.
  • Disponible pour le PEB
  • Cote : C.83(2473)
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