Modélisation du comportement thermo-hydro-chemo-mécanique des enceintes de confinement nucléaire en béton armé-précontraint

par Ponleu Chhun

Thèse de doctorat en Génie civil

Sous la direction de Alain Sellier et de Laurie Lacarrière.


  • Résumé

    Dans le cadre de la prolongation de la vie et de la démonstration de la sécurité des bâtiments des réacteurs nucléaires suite aux accidents graves de Tchernobyl (en Ukraine, 1986) et Fukushima (au Japon, 2011), le projet " Maitrise du confinement d'une enceinte en accident " (MACENA) soutenu par l'Agence Nationale de la Recherche (ANR) a été lancé depuis 2013. Les campagnes expérimentales et les travaux de modélisation dans ce projet sont basés sur une maquette expérimentale de confinement à l'échelle 1/3 nommée VeRCoRs qui est construite et surveillée par Electricité de France (EDF). Les principaux problèmes liés à l'exploitation à long terme des centrales nucléaires de plus de 50 ans sont le vieillissement du béton et la perte de précontrainte puisque l'enceinte de confinement est en béton précontraint. Ces phénomènes conduisent à un risque de fissurations qui pourraient être déterminant si les conditions induites par l'"Accident de Perte de Réfrigérant Primaire" (APRP) sont maintenues pendant plusieurs semaines. Les caractéristiques des matériaux de construction de l'enceinte de confinement nucléaire peuvent également avoir été modifiées par les chargements avant l'APRP, conduisant éventuellement à une réduction des propriétés mécaniques (fissuration précoce, test de mises en pression, effet du séchage). Les conditions pendant l'APRP, c'est-à-dire l'augmentation de la température et de la pression relative de la vapeur dans l'enceinte, peuvent ensuite faire propager ces fissures. Ainsi, les capacités de confinement dépendent de l'histoire des sollicitations depuis le coulage du béton. Dans ce contexte, cette thèse présente une stratégie de calcul pour considérer l'accumulation de l'endommagement en utilisant un seul modèle mécanique depuis le jeune âge jusqu'à l'APRP, ce modèle est toutefois inclu dans un contexte global de modélisation faisant appel à d'autres modèles multiphysiques destinées à fournir les facteurs influents les plus importants tels que le degré d'hydratation, la température ou l'humidité. Ainsi, plusieurs modèles sont étudiés, améliorés ou testés dans ce travail de thèse : le premier modèle est consacré à la prédiction du degré d'hydratation, de la température, de la teneur en eau et de la porosité du béton au jeune âge, le second permet de suivre l'évolution de la température et de la saturation en eau en condition thermo hydrique ambiante ou proche des conditions APRP. Le modèle mécanique utilise les résultats des deux précédents pour estimer les déformations différées du béton, la relaxation des fils précontraints, et le risque de fissuration. Cette méthodologie d'analyse a été mise au point pour éviter la perte d'information concernant l'état du matériau tout au long de la vie de la structure. Les principaux avantages de la méthodologie sont la possibilité de considérer automatiquement l'accumulation de l'endommagement depuis le jeune âge jusqu'à l'APRP d'une part et d'autre part les améliorations apportées au modèle matériau pour qu'il soit utilisable en conditions APRP, qui améliore la qualité de modélisation, y compris pour le jeune âge.

  • Titre traduit

    Modelling of thermo-hydro-chemo-mechanical behaviour of nuclear containment in reinforced-prestressed concrete


  • Résumé

    In the context of life extension and safety demonstration of nuclear reactor buildings following the severe accidents of Chernobyl (in Ukraine, 1986) and Fukushima (in Japan, 2011), the "Confinement Assessment of a vessel during an Accident" (MACENA) project supported by the French National Research Agency (ANR) has been initiated since 2013. The experimental campaigns and modelling works of this project are based on an experimental containment vessel mock-up at scale 1/3 named VeRCoRs which is constructed and monitored by Electricity of France (EDF). The main issues for long-term operation of nuclear power plants that have more than 50 years old consist of ageing mechanisms in concrete and prestressing losses, as the internal concrete wall is prestressed with steel wires. These phenomena influence the cracking occurrence that can be significant if the "Loss-of-coolant accident" (LOCA) induced conditions are maintained for several weeks. The material characteristics of nuclear containment building can be modified by the loading prior to the LOCA, leading possibly to a reduction of tensile strength (early cracking, pre-operational pressurization test). The loadings during the LOCA i.e. increase of temperature and vapour relative pressure can then propagate the cracks. Thus, the material properties depend on the solicitation history since the concrete pouring In that context, this PhD thesis introduces a computational strategy adopted to consider the damage accumulation using a single mechanical model from the early age until the LOCA. Considering the effect of chemo-physical of the concrete on the response of this mechanical model along the life of the structure requires the preliminary prediction of the evolution of chemical, thermal and hydric state from casting to later ages, including the LOCA. Several multiphysics models are studied, improved or tested in this thesis work: the first model is devoted to predicting the hydration degree, temperature, water content and porosity of concrete at an early age; the second allows to follow the evolution of temperature and water saturation for later ages (ageing period and effects of the LOCA conditions on the thermal and hydric state of concrete). The mechanical model uses the results of the two previous ones to estimate the delayed deformations of concrete, the relaxation of prestressing wires, and the risk of cracking. This methodology was developed to avoid the loss of information relative to material state throughout the life of the structure. The main advantages of the methodology are the possibility to consider automatically the accumulation of damage until the LOCA on the one hand and on the other hand the improvements made to the material model to be used in the LOCA conditions, which improve the modelling quality, especially during the early age.


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  • Sous le titre : Modélisation du comportement thermo-hydro-chemo-mécanique des enceintes de confinement nucléaire en béton armé-précontraint
  • Détails : 1 vol. (183 p.)
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