Validation BEPU complète de SPARTE et optimisation des transitoires CABRI

Télécharger le fichier pdf d’un mémoire de fin d’études

Les mesures de puissance dans CABRI

La figure 1.15 présente l’instrumentation de la mesure de puissance en fonctionnement permanent et transitoire dans CABRI. Les mesures de puissance en fonctionnement perma-nent et en montée de puissance sont réalisées avec les chambres bas niveau et haut niveau. La chaîne de mesure permet de convertir le signal en courant en une puissance neutronique grâce à des fonctions étalonnage. Les chambres bas niveau sont des chambres à fission situées juste derrière le bloc graphite. Elles permettent de mesurer la puissance à partir de quelques Watts à plusieurs kW. La plage de recouvrement entre les chambres bas niveau et haut niveau se situe entre quelques dizaines de Watts et quelques kW. Les chambres haut niveau sont ca-pables de mesurer des puissance allant jusqu’à plusieurs centaines de MW grâce au radier en plomb situé entre le réflecteur et les chambres à dépôt de bore.
Afin de mesurer toute la gamme de puissance des transitoires, des chambres expérimentales à dépôt de bore sont situées à diﬀérentes distances du cœur derrière un radier en plomb. Les plus proches (G2*) sont précises à basse puissance (3 % de bruit à 100 kW) et saturent à partir d’une puissance d’environ 450 MW. La précision des secondes est correcte lorsqu’on dépasse 20 MW et ne saturent pas sur les pics les plus puissants atteints (‘ 21 GW). Les premières chambres (G2*) ont été calibrées par bilan thermique en fonctionnement permanent. Les secondes (G3*) sont calibrées grâce à la plage de recouvrement avec les premières et des bilans thermiques intégraux en transitoire (voir [26] pour plus de précisions). Des transitoires plus longs ont aussi été réalisés dans le passé, c’est donc un réacteur capable de couvrir une large gamme expérimentale.

Les programmes dans CABRI

La majorité des recherches réalisées dans CABRI consistait à tester des combustibles pour les réacteurs refroidis au sodium, grâce à une boucle sodium pouvant fonctionner jusqu’à une température de 400 ◦C. Depuis les années 90, CABRI est utilisé pour tester des combustibles REP irradiés. Le programme CIP initié par l’IRSN en 2000, a pour objectif de tester des combustibles UO2 et MOX ainsi que diﬀérents gainages à des taux de combustion importants. Les travaux sur le réacteur CABRI, initiés en 2003, ont permis de renforcer le bâtiment au séisme et de remplacer la boucle sodium par une boucle à eau pressurisée (BEP). Les diﬀérents programmes expérimentaux réalisés successivement dans CABRI depuis les travaux terminés en 1978 ont été les suivants :
— CABRI-1 de 1978 à 1987,
— CABRI-2 de 1987 à 1991,
— CABRI-FAST de 1992 à 1997,
— CABRI-RAFT de 1997 à 2001,
— CABRI REP-Na de 1993 à 2000.

Le programme CABRI-I

Le Programme CABRI-1 [21], réalisé de 1978 à 1987, avait pour objectif d’étudier la sûreté des RNR dans deux situations accidentelles redoutées pour ce type de réacteur :
— une injection importante de réactivité, à partir des conditions nominales, se traduisant par une augmentation très rapide de la puissance,
— un sous-refroidissement important consécutif à une baisse de débit (arrêt pompe), à partir des conditions nominales, conduisant à l’ébullition du sodium, puis à une excur-sion de puissance liée à l’eﬀet de vide et sollicitant le combustible dans des conditions dégradées.
L’objectif principal de ce programme expérimental était d’améliorer la compréhension des phénomènes physiques [27] au cours de ce type d’accidents en s’appuyant sur l’observation du comportement d’une seule aiguille, introduite dans un dispositif d’essai fortement instrumenté, et soumise à diverses conditions transitoires. L’énergie déposée dans le combustible variait d’un test à l’autre, dans le but d’étudier diﬀérents phénomènes comme :
— l’initiation de la fusion du combustible,
— la fusion partielle du combustible sans rupture de gaine,
— une fusion plus importante menant à la rupture de gaine et l’éjection de combustible fondu dans la boucle expérimentale,
— la dispersion du combustible après une rupture de gaine,
— l’influence du burn-up du crayon d’essai sur la rupture et la dispersion (taux de com-bustion allant de 0 à 5 % de la matière fissile, irradiation dans Phenix).
— la vaporisation de l’acier et du combustible.
Le programme CABRI-1 comportait 32 essais. Certains consistaient en un transitoire de puissance rapide (TOP) et d’autres à des situations de perte de réfrigérant par réduction du débit dans la boucle sodium (TUCOP : « transient undercooling overpower », ULOF : « un-protected loss of-flow »). Les diagnostiques en réacteurs sont complétés par un programme d’examens non destructifs en laboratoires chauds à Cadarache (CEA), Harwell (UKAEA) et Karlsruhe (KfK). Des informations sont tirées des examens des crayons avant et après essais (déformation de gaine, fusion de combustible, distribution de gaz de fissions, etc.).

Le programme CABRI-2

Le programme CABRI-2, réalisé de 1987 à 1991, a été établi dans le but d’étendre le domaine de validation des codes de calcul. 12 transitoires ont permis d’étudier 2 types de crayons combustibles pré-irradiés dans Phenixs [28]. Contrairement au programme CABRI-1 où seulement des transitoires rapides (fast TOP (Transient Over Power), 15-30 ms) ont été testés, des transitoires plus longs (medium TOP∼ 1s) voire très longs (slow TOP) ont été réalisés. Un des résultats des essais est que la température de la gaine monte plus haut lors d’un transitoire moyen que lors d’un transitoire lent. Cela semble montrer que les contraintes thermomécaniques liées à ce type de transitoire sont plus importantes. L’étude du combustible testé montre l’eﬀet PCMI (Pellet Clad Mechanical Interactions : interactions pastille-gaine). Le gonflement de la gaine a également été étudié et on montre pour un essai que le diamètre du crayon augmente jusqu’à 3 % de sa valeur d’origine.

Le programme CABRI FAST

Le programme FAST (1992 – 1997) permet de compléter la base de tests (CABRI et TREAT) en rampe lente sur des combustibles de réacteur à caloporteur sodium. Le pro-gramme CABRI-FAST était consacré à l’étude de la tenue du combustible annulaire des réacteurs rapides soumis soit à des rampes lentes de type accident de remontée de barres [29].
Les coupes radiales eﬀectuées après les essais CABRI permettent d’obtenir des infor-mations sur le volume vide dans la pastille [29]. La Figure 1.16 illustre par un schéma ces catégories de volumes de vides observées lors des coupes radiales. Le programme montre qu’un combustible survivant à la phase FCMI tend à rompre à une pression interne relativement basse pour une haute température de gaine. Dans ce cas, la rupture du crayon est princi-palement due à la fragilisation de la gaine causée par la très haute température de cette dernière.
Après des années de travail sur les combustibles RNR, CABRI a débuté sa réorientation vers l’étude des combustibles REP au début des années 90 (programme REP-Na), tout en continuant l’étude des combustibles RNR-Na (programme RAFT).

Le programme REP-Na

Le programme REP-Na (1993 – 2001) avait pour objectif d’étudier le comportement de combustibles UO2 et MOX (Mixed Oxyde) à haut burn-up pendant un RIA [30]. L’objectif du programme était d’observer le comportement du combustible à des burn-up élevés soit plus de 60 GWj/tu (GW jours / tonne d’uranium) pour l’UO2 et plus de 50 GWj/t pour le MOX. Les objectifs des essais REP-Na étaient d’identifier et de quantifier les phénomènes physiques menant à la rupture d’un crayon et l’éjection de combustible pendant la première phase du transitoire de puissance. En parallèle des expériences, l’IRSN développait le code SCANAIR [31] dans le but d’in-terpréter les résultats des essais, de faire des études de sensibilité et d’extrapoler aux condi-tions de réacteur. SCANAIR est un code couplant thermomécanique, thermohydraulique et comportement transitoires des gaz de fission.
Le programme REP-Na et d’autres études associées (type NSRR), ont apporté des amé-liorations majeures dans la compréhension du comportement du combustible à haut burn-up sous RIA. Les essais ont montré l’influence d’un grand niveau de corrosion et de concentration d’hydrures sur la rupture de gaine. Les changements de microstructures dues à l’expansion des gaz de fission et le relâchement d’hélium montrent une possible contribution de ces derniers dans le chargement de la gaine, en particulier dans le MOX. L’écaillage de la couche d’oxydes montre l’importance des échanges de chaleur entre gaine et réfrigérant. L’éjection du combustible est observée lorsque l’énergie déposée après la rupture de gaine est significative.
Des questions persistent concernant le comportement des gaz de fission et leur impact sur le chargement de la gaine, ainsi que le comportement du crayon avec une gaine à haute température, l’eﬀet de la pression interne, et les phénomènes d’après rupture. Le programme international CABRI (CIP [32]), qui a commencé avec 2 tests en 2002, devrait apporter de nouvelles connaissances relatives aux combustibles UO2 et MOX à haut burn-up dans des conditions typiques de RIA en REP.

Le programme CIP et les essais de commission

Ce programme international est mené par l’IRSN sous l’égide de l’OECD/NEA [33], en collaboration avec de multiples partenaires internationaux (Allemagne, Espagne, Corée du Sud, Finlande, Slovaquie, Suède, Suisse, USA, République Tchèque, Royaume-Uni et Japon) et nationaux (EDF, CEA), représentant des autorités de sûreté, des exploitants nucléaires et des laboratoires de recherche.
Derrière ce programme, il y a un enjeu économique qui est d’extraire le maximum d’énergie du combustible en allongeant son temps de séjour en réacteur. Pour la définition de nouveaux critères de sûreté, il faut connaître l’évolution des propriétés physiques du combustible et de la gaine. Pour cela, des essais sont nécessaires pour étendre la base de données expérimentales sur le comportement des crayons combustible en situation de RIA.
Le programme CIP a été conçu dans le but de réaliser des essais représentatifs des condi-tions accidentelles des REP [23]. Initialement conçu pour des études de sûreté sur des combus-tibles RNR dans une boucle sodium, le réacteur a été modifié dans le but d’avoir une boucle à eau capable de reproduire les conditions thermo-hydrauliques d’un REP. L’installation d’un refroidissement à l’eau pour le crayon d’essai, permettra d’être plus représentatifs d’un REP, essentiellement pendant la phase d’après rupture où des interactions combustible-réfrigérant peuvent se produire. La boucle sera utilisée pour tester de nouveaux combustibles à haut burn-up (jusqu’à 100 GWj/t pour l’UO2 et jusqu’à 75 GWj/t pour le MOX) provenant de centrales EDF et pour réévaluer les marges de sûreté actuelles.
La boucle à eau se compose de 2 éléments primaires : une cellule expérimentale à l’intérieur du cœur et un caisson renfermant tous les composants nécessaires au fonctionnement de la boucle. Le caisson BEP est localisé à côté du cœur et contient le réservoir, les pompes, le pressuriseur, des échangeurs et des filtres. La boucle primaire, directement en contact avec le combustible d’essai est refroidie grâce à une boucle secondaire.
D’octobre 2015 à la fin 2017, les essais de redémarrage du réacteur ont eu lieu en confi-guration BEP. Ces essais ont consisté en des tests des équipements en puissance. Parmi eux, les essais de la commission 1 et 7 sont les essais de qualification neutronique statique et en transitoires réalisés entre 2016 et 2017. Ces essais permettent de qualifier le cœur et servent de nouvelle base de validation pour les schémas de calcul associés au réacteur CABRI.
Le premier essai du programme CIP en configuration boucle à eau CIP-Q a été réalisé le 16 Avril 2018.

Synthèse sur l’accident de réactivité et les réacteurs de recherche

L’accident de réactivité enveloppe dans un REP correspond à l’éjection d’une grappe d’ab-sorbant pendant un arrêt de tranche. Le RIA cause d’importantes déformations des pastilles de combustible et des gaines en un temps très court. La montée en température peut cau-ser la fusion partielle du combustible et des ruptures de gaine. Les risques augmentent avec l’irradiation du combustible. L’accident de réactivité est étudié dans des réacteurs de recherche dédiés depuis la fin des années 50. De nombreux programmes se sont succédés et ont permis de mieux comprendre le comportement des diﬀérents types de réacteurs et de combustibles lors de ces accidents. Les résultats de ces essais sont utilisés pour la validation d’outils de calculs thermomécaniques, thermohydrauliques, neutroniques ou même multiphysiques et la conception de combustibles plus tolérants aux situations accidentelles (ATF). On résume dans le tableau 1.3 les capacités expérimentales des TRF en fonctionnement.

Modèle de dépressurisation théorique des barres transitoires

Le modèle de dépressurisation des BT est basé sur la résolution analytique d’un problème simplifié. Il consiste à calculer la dépressurisation d’un volume fini (il y a ∼ 52 l d’3He dans les BT de CABRI) d’un gaz parfait à la pression initiale P0 vers un volume infini vide (réservoir de décharge) par une tuyère de Laval (vanne de réglage sans pertes de charge). La dépressurisation découle de l’ouverture instantanée du milieu pressurisé vers le milieu vide. Elle produit une onde de choc avec la propagation du fluide dans le milieu vide et une onde de raréfaction dans le milieu pressurisé (voir figure 2.3). L’écoulement au niveau du point critique (i.e. au niveau de la vanne de réglage où la section de passage est la plus faible) est isentropique. Pour résoudre le problème, il faut considérer un milieu en amont de l’écoulement adiabatique (échanges négligeables avec l’extérieur) ou isotherme (échanges très importants avec le milieu externe isotherme (piscine de CABRI)). Étant donné la rapidité des séquences de transitoire RIA dans CABRI (≤ 1 s), l’hypothèse adiabatique est privilégiée 1. Toutes les pertes de charge sont négligées et attribuées au coeﬃcient de décharge de la vanne de réglage.

La démonstration mathématique de la loi adiabatique d’évolution de la pression est pro-posée en annexe A. La nomenclature pour la démonstration suivante est résumée dans le Tableau A.1. L’évolution de la pression du gaz en amont du col sonique dans une tuyère de Laval adiabatique est régie par l’équation (A.24) : P (t) = P0 • (Bt + 1)γ−1−2γ (2.1)

Pour un gaz monoatomique comme l’3He, γ = 53 , on en déduit l’expression historiquement utilisée dans CABRI : P0 (1 + Bt)5P (t) = (2.2)

Les limitations de DULCINEE vis-à-vis d’une approche BEPU

La thèse s’inscrit dans une démarche d’amélioration de la prédiction des transitoires de puissance CABRI. Ce paragraphe présente les limitations de l’OCS DULCINEE pour le calcul Best-Estimate Plus Uncertainties des transitoires de puissance CABRI.

Approche conservative en lien avec la sûreté

En tant que code voué à la sûreté, DULCINEE utilise une approche conservative pour estimer l’énergie injectée dans le réacteur CABRI. Cela se traduit par le choix de certains paramètres et modèles tels qu’ils maximisent l’énergie injectée pendant le transitoire calculé par le code et par l’amplification d’une marge de 6 % sur les résultats de puissance cal-culé par DULCINEE. Cette approche conservative a été validée au travers de comparaisons calcul/expérience sur un grand nombre de transitoires RIA réalisés dans CABRI.

Le modèle d’échanges de chaleur en ébullition

Parmi les limitations de DULCINEE vis-à-vis d’une approche BEPU, on a notamment identifié que la modélisation des échanges de chaleur entre la gaine et le réfrigérant ne prend pas en compte l’ébullition possible du fluide. Il manque au minimum une corréla-tion d’échanges en ébullition nucléée. L’ébullition le long de la gaine du combustible aﬀecte les échanges de chaleur. Le flux de chaleur échangé dépend des températures de la gaine et du fluide. La transition entre les diﬀérents régimes d’ébullition est régie par la courbe de Nukiyama [39] (voir figure 2.6).
Lors d’un transitoire CABRI, la gaine du combustible du cœur nourricier peut monter à plusieurs centaines de degrés et dépasser la température de saturation du fluide dans les conditions de basse pression de la piscine du réacteur. Il est alors possible d’atteindre un régime d’ébullition nucléée sur une portion de gaine voire même d’atteindre le flux critique. Dans ce cas, la formule de Colburn utilisée pour calculer les échanges de chaleur entre la gaine et le réfrigérant ne suﬃt plus. Il faut ajouter les échanges de chaleur correspondant à la vaporisation du fluide par ébullition nucléée. L’étude bibliographique sur les modèles de transferts thermiques gaine/réfrigérant est présentée en annexe C. On retient de cette étude que la modélisation de l’échange en ébullition nucléée doit utiliser la corrélation de Thom [40]. Le flux critique pour les crayons du cœur CABRI doit quant à lui être modélisé par la corrélation établie par D. Bestion après des expériences sur la boucle PATRICIA.

Les modèles neutroniques

Certaines hypothèses simplifient la résolution de la cinétique du transitoire de puissance. DULCINEE est un code de cinétique ponctuelle qui prend en compte une répartition radiale de puissance dans le cœur nourricier constante au cours du transitoire. Lors de la dépressurisation des barres transitoires, le profil radial de puissance dans le cœur évolue ; toutefois, cette évolution reste relativement faible (< 7% pour le facteur de point chaud radial pour une dépressurisation enveloppe à partir d’une pression de 15 bar), ce qui justifie en première approche le choix d’un modèle de cinétique ponctuelle, sans discrétisation radiale du cœur.
On émet également l’hypothèse que la forme axiale de puissance est constante au cours du transitoire. Cette hypothèse est tout à fait justifiée avant la chute des BCS, puisque la dépressurisation de l’3He des barres transitoires est relativement homogène entre les quatre, barres et sur leur hauteur. Par contre, le formulaire de calcul DULCINEE ne prend pas en compte la répartition axiale de puissance moyennée sur le cœur mais celle d’un seul crayon chaud (conservatisme), ce qui n’est pas cohérent avec la modélisation en un seul canal. De plus, cette forme axiale de puissance n’est pas modifiée entre chaque transitoire étudié, alors qu’en fonction de la cote initiale des BCS (correspondant à une pression d’3He initiale donnée), la répartition axiale de flux doit changer.
De plus, la modélisation de la cinétique ponctuelle emploie 6 groupes de précurseurs de neutrons retardés fidèle à l’ancien formalisme. Or un nouveau formalisme regroupe les données de 245 expériences sur 20 isotopes fissiles pour classer les précurseurs de neutrons retardés en 8 groupes [41] de périodes radioactives fixées. Ce formalisme est recommandé par le CEA avec l’utilisation de la base de données nucléaires européenne JEFF3.1.1 [42].
Ensuite, dans DULCINEE, on émet l’hypothèse que les paramètres cinétiques (βeff , Λ) sont constants au cours du transitoire de puissance. Concernant la fraction eﬀective de neu-trons retardés (βeff ), cette hypothèse est justifiée puisqu’elle dépend de la nature du combus-tible (composition isotopique) qui n’évolue pas pendant un transitoire. Par contre, le temps de génération des neutrons prompts (Λ) dépend du spectre neutronique [6], or l’évolution de la température du combustible et de la quantité d’absorbants neutroniques aﬀectent la répartition énergétique des neutrons.
Dans DULCINEE, on obtient la réactivité de l’eﬀet Doppler par la multiplication du coeﬃcient Doppler intégral AD à la racine de la diﬀérence de température du combustible avec l’état initial. q p −1 ρDop = AD • T (K) − T0 avec AD = 103 pcm.K 2 (2.4)
Le coeﬃcient Doppler intégral est obtenu par moyennage des calculs neutroniques stochas-tiques à cote des BCS et pression d’3He dans les BT constantes et à température du combus-tible variable. Or, la variabilité du coeﬃcient Doppler au cours du transitoire ne fait aucun doute, d’autant plus que la température du combustible et que la pression d’3He dans les BT varient.
Enfin, la courbe d’évolution de la réactivité de l’3He en fonction de sa pression utilisée dans DULCINEE est issue d’une analyse expérimentale incluant une seule série d’essais et utilisant les paramètres cinétiques non actualisés. Nous disposons aujourd’hui de plus de points de mesure pour aﬃner la courbe de réactivité expérimentale. Le modèle de réactivité de l’3He n’inclut pas de variabilité de l’apport de l’3He en fonction de la cote des BCS. Or, par eﬀet de recouvrement de spectres, il est possible que la réactivité de l’3He soit diﬀérente en transitoire à une pression et une cote des BCS donnée que lorsqu’elle a été mesurée en statique à la même pression mais à une autre cote des BCS.

Loi d’évolution de la pression d’Hélium-3

Cette pression n’est pas directement représentative de la pression réelle d’3He dans les tubes guides situés en cœur. De plus, la température de l’3He étant susceptible de varier en cours de transitoire (par eﬀet de la dépressurisation, échanges thermiques avec la piscine or réactions nucléaires exothermiques sur l’3He (voir 2.1.3.5)), la pression n’est pas directement proportionnelle au nombre de noyaux d’3He présents dans le cœur.

Eﬀet TOP

L’eﬀet TOP (Transient Over Power) est un phénomène physique couplant la neutronique et la dépressurisation des BT. La dépressurisation de l’3He influence l’évolution de puissance par l’apport de réactivité. L’impact de l’échauﬀement de l’3He par l’augmentation, au cours du transitoire, du taux de réactions d’absorptions (n,p) dans le gaz peut être non négligeable sur la vitesse d’insertion de réactivité dans le cas de transitoires RIA très intenses et/ou relativement longs (LM H > 20 ms). DULCINEE ne prend pas en compte cet eﬀet dans le calcul de la réactivité injectée (il peut cependant être enveloppé dans la méthode des pentes de réactivité).

Incertitudes

Pour étudier l’impact des incertitudes sur les paramètres expérimentaux et sur les modèles, il faut pouvoir perturber certaines valeurs dans le code. Bien que la plupart des variables peut être perturbé dans le jeu de données, certaines perturbations de modèles peuvent nécessiter de changer la structure du code. Le code DULCINEE tel quel ne permet pas de propager et d’analyser les incertitudes.

Exemples

On conclut cette section par quelques exemples de calculs DULCINEE comparés avec l’expérience. Ici, on choisit de prédire les transitoires en utilisant une dépressurisation expé-rimentale pour le calcul de réactivité injectée. Cette méthode est applicable en prédiction, elle nécessite de réaliser une dépressurisation préalable au transitoire RIA, avec le réacteur à l’arrêt avant l’essai complet. On présente deux cas de transitoires naturels (SD1) et deux cas de transitoires structurés (DD) sur la figure 2.7.
Le premier cas de transitoire naturel est réalisé par dépressurisation de 7 bar d’3He des barres transitoires par la voie gros débit (SD1) avec la section maximale de la vanne obtenue avec une course du pointeau de 28,88 mm de la VABT03. L’utilisation de la courbe d’évolution de la pression d’3He au niveau du collecteur du circuit BT induit une erreur sur la vitesse d’insertion de réactivité qui se traduit par un écart calcul/mesure sur l’instant du pic. On retrouve cet écart sur la plupart des calculs DULCINEE réalisés avec la courbe expérimentale de pression. Le calcul surestime la puissance maximale atteinte ainsi que l’énergie déposée (conservatif).

Le rapport de stage ou le pfe est un document d’analyse, de synthèse et d’évaluation de votre apprentissage, c’est pour cela chatpfe.com propose le téléchargement des modèles complet de projet de fin d’étude, rapport de stage, mémoire, pfe, thèse, pour connaître la méthodologie à avoir et savoir comment construire les parties d’un projet de fin d’étude.

Table des matières

Introduction
1 Étude de l’accident de réactivité dans un REP
1.1 Les accidents graves dans les réacteurs à eau légère
1.2 Caractéristiques et conséquences principales d’un accident de type RIA
1.3 Les réacteurs de recherche dédiés aux études de RIA
1.4 Présentation du réacteur CABRI
1.5 Synthèse sur l’accident de réactivité et les réacteurs de recherche
2 La prédiction des transitoires de puissance CABRI : du code DULCINEE au code SPARTE
2.1 Le code DULCINEE
2.2 Création du code SPARTE
2.3 La plateforme d’outils best-estimate de génération des données d’entrée pour SPARTE
3 Simulation des effets physiques séparés et validation expérimentale associée
3.1 Les modèles neutroniques dans le cœur CABRI
3.2 Etude CFD de la dépressurisation du circuit Barres Transitoires
3.3 Étude de l’effet d’échauffement de l’hélium-3 en transitoire, l’effet TOP
3.4 Synthèse sur la modélisation physique des effets séparés
4 Validation préliminaire du code SPARTE
4.1 Les améliorations apportées au code SPARTE
4.2 Validation expérimentale du code
4.3 Synthèse sur le développement de SPARTE
5 Validation BEPU complète de SPARTE et optimisation des transitoires CABRI
5.1 Propagation et analyse des incertitudes
5.2 Optimisation des paramètres d’un transitoire
5.3 Analyse d’un transitoire à faible injection de réactivité
5.4 Validation complémentaire de SPARTE
5.5 Optimisation d’un transitoire « naturel »
5.6 Optimisation d’un transitoire « structuré »
5.7 Analyse et perspectives pour les expériences CABRI
5.8 Synthèse
Conclusion
A Démonstration du modèle théorique de dépressurisation
B Calcul d’un transitoire de puissance
B.1 Equations de l’hydrodynamique
B.2 Equations de la chaleur
B.3 Equations de la cinétique
C Etude des échanges de chaleur
Bibliographie