Multiphysical study of cladding failure detection in Sodium cooled Fast Reactors
Etude multiphysique de la détection des ruptures de gaine dans les réacteurs rapides refroidis au sodium
Résumé
The Generation IV nuclear energy systems present significant advancements in economics, safety, reliability and sustainability, in which Sodium cooled Fast Reactor (SFR) has the most comprehensive technological basis. During the operation of SFR, cladding failures may happen: the release of fissile materials from the failure can result in coolant channel blockages which may lead to a threat on the core integrity in SFR. A contamination measuring system has to be designed in order to continuously search for the release of fission products by a fuel pin failure. Gaseous fission products release will be at the first stage of failure and will be detected by DRG system (Gas detection system). When the crack of cladding is enlarged, the fuel will be in contact with sodium and the neutron signal will be detected in the DND system (Delayed neutron detection system).This thesis presents an overall view of cladding failure detection, from the behavior of the fission products within the fuel to the signal interpretation of the detector. A general methodology of detection process is developed: first, the transfer function of DRG system is determined; second, a description of the whole process of gas detection is given and applied to analyze the reliability of early detection of DRG system; third, a modeling of the whole process of DND system for the basic release of direct recoil is performed and the neutron transfer process is deduced; finally, the enhanced thermal diffusion release due to corrosion layer formation is simulated and the interpretation of the neutron signal evolution related to the fuel behavior is proposed.The methodology is grounded by a theoretical analysis of the physical phenomena at stake, its results are confronted to a reassessment of the experimental data from the previous PHENIX reactor. Its form is versatile enough to be applied to future design of reactors: its guidance ability for the conception of their cladding failure detection systems has been exemplified.
Les réacteurs nucléaires de génération IV présentent des avancées significatives en terme d'économie, de sécurité, de fiabilité et de durabilité. Parmi ceux-ci, le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (SFR) bénéfice de la plus grande expertise technologique. Lors de l'exploitation d'un SFR, des ruptures de gaine peuvent survenir : la libération de matières fissiles par la rupture peut entraîner des bouchages de canaux de refroidissement pouvant conduire à une menace sur l'intégrité du cœur. Un système de mesure de la contamination doit être conçu afin de rechercher de manière continue les produits de fission libérés par une rupture d'aiguille combustible. Les rejets de produits de fission gazeux correspondent au premier stade de défaillance et seront détectés par le système DRG (Système des ruptures de gaine). Lorsque la fissure de la gaine s'élargit, le combustible sera en contact avec le sodium et le signal neutronique sera détecté dans le système DND (Système de détection de neutrons différés).Cette thèse présente une vision d’ensemble de la détection des ruptures de gaine, depuis le comportement des produits de fission dans le combustible jusqu'à l'interprétation du signal du détecteur. Une méthodologie générale du processus de détection est développée : premièrement, la fonction de transfert du système DRG est déterminée ; deuxièmement, une description de l'ensemble du processus de détection de gaz est donnée et appliquée pour analyser la fiabilité de la détection précoce du système DRG ; troisièmement, une modélisation de l'ensemble du processus du système DND pour la libération de base du recul direct est effectuée et le processus de transfert de neutrons est déduit ; enfin, la libération par diffusion thermique, renforcée par la formation d’une couche de corrosion, est simulée et l'interprétation de l'évolution du signal neutronique liée au comportement du combustible est proposée.La méthodologie est fondée sur une analyse théorique des phénomènes physiques mis en jeu ; ses résultats sont confrontés à une réévaluation des données expérimentales du précédent réacteur PHENIX. Son formalisme est suffisamment général pour être appliqué à la conception future de réacteurs : sa capacité à orienter la conception de leurs systèmes de détection de rupture de gaine est illustrée.
| Origine | Version validée par le jury (STAR) |
|---|