Evolution thermohydraulique et thermomécanique de l'assemblage du réacteur ASTRID suite aux sollicitations subies au cours de son irradiation

par Francisco Acosta

Projet de thèse en MEP : Mécanique des fluides Energétique, Procédés

Sous la direction de Pablo Rubiolo.

Thèses en préparation à Grenoble Alpes , dans le cadre de École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble) , en partenariat avec CEA Cadarache/DER/SESI/LEMS (laboratoire) depuis le 01-01-2017 .


  • Résumé

    Dans le cadre des études sur les réacteurs rapides de 4ème génération, le réacteur ASTRID préfigure le renouveau des réacteurs rapides refroidis au sodium en France. Parmi les études de définition de ce prototype, le comportement du cœur sous irradiation, et en particulier la vérification du bon refroidissement des assemblages qui le composent, est essentielle. Il importe particulièrement de bien connaître, les effets thermohydrauliques et thermomécaniques induits par l'évolution de la géométrie de l'assemblage, principalement due au gonflement sous irradiation et au fluage thermique et d'irradiation des gaines et des fils espaceurs hélicoïdaux qui le composent. L'objectif final de la thèse est de prédire le comportement thermohydraulique et thermomécanique du futur assemblage ASTRID en cours d'irradiation en situation nominale. Une approche multi-physique (neutronique, thermohydraulique, étude des matériaux et mécanique) appliquée à l'assemblage est proposée. Cette démarche, qui se décompose en plusieurs étapes, est la suivante : - caractérisation neutronique du flux de puissance au niveau de chacune des aiguilles de l'assemblage, fonction de la position de l'assemblage dans le cœur et de l'historique d'irradiation, - caractérisation thermohydraulique de l'écoulement sodium par une approche CFD, appliquée à l'assemblage neuf, utilisant le flux de puissance précédent, - caractérisation de la déformation des matériaux qui composent l'assemblage en fonction de l'historique d'irradiation et de la distribution de température évaluée à l'étape précédente, - nouvelle caractérisation thermohydraulique sur cette géométrie dite déformée à différents instants d'irradiation, - étude de sensibilités liées aux incertitudes expérimentales pour les assemblages PHENIX et aux différentes modélisations utilisées.

  • Titre traduit

    Thermalhydraulic and thermomechanic evolution of ASTRID reactor's fuel assembly under irradiation


  • Résumé

    In the framework of 4th generation fast reactors, ASTRID represents the renovation of fast, sodium-cooled reactors in France. Among the studies needed to define this prototype, the core's behavior under irradiation, and particularly the verification the adequate cooling of the fuel assemblies that compose it, is essential. It is particularly important to well characterize the thermal-hydraulic and thermomechanical effects induced by the evolution of the assemblies' geometry, mainly due to the irradiation swelling and the irradiation and thermal creep of the cladding and the spacer wires. The final goal of the thesis is to predict the thermal-hydraulic and thermomechanical behavior of the future ASTRID's fuel assembly during irradiation in nominal conditions. A multi-physical approach (neutronic, thermal-hydraulic, material studies and mechanical) applied to the fuel assembly is proposed. This methodology, which is decomposed in several stages, is as follows: -Characterization of the neutron flux, and therefore the power density, for every pin of the assembly, as a function of the assembly's position in the core and of its irradiation history. -Thermal-hydraulic characterization of the sodium flux by an approach CFD, applied to the new assembly, using the preceding power distribution. -Characterization of the deformation of the materials that compose the assembly as a function of the irradiation history and of the temperature distribution obtained in the previous step. -New thermal-hydraulic characterization taking into account the deformed geometry in the different instants of the irradiation. -Sensibility study on the experimental and calculation uncertainties related to PHENIX reactor assemblies and to the models used.