• Langue : Français
• Discipline : Génie civil
• Identifiant : 2016LIL10143
• Type de thèse : Doctorat
• Date de soutenance : 07/12/2016

Résumé en langue originale

L’enceinte de confinement est la dernière barrière de protection des bâtiments réacteurs nucléaires (BR), mais les mécanismes de vieillissement du béton précontraint peuvent dégrader l’étanchéité de l’enceinte interne (EI) des BR à double paroi au cours du temps. C’est une problématique majeure pour l’exploitation à long terme et l’extension de la durée de vie des BR tout en respectant les exigences de sûreté. La taille de telles structures et la complexité de tous les phénomènes couplés qui interagissent à différentes échelles rendent difficile la mise au point d’un outil industriel opérationnel de modélisation. Dans ce contexte, cette thèse introduit une stratégie numérique de prévision du taux de fuite des EI en exploitation. Elle repose sur une discrétisation adaptée par macroéléments, sur une modélisation thermo-hydro-mécanique chainée faiblement couplée physiquement représentative et sur un élément fini 3D spécialement conçu pour calculer les transferts à travers le béton insaturé et fissuré. La stratégie proposée a été appliquée à la maquette d’enceinte VeRCoRs (échelle 1/3) : les résultats obtenus sont validés avec les données expérimentales disponibles jusqu’au premier essai de mise sous pression puis prolongés jusqu’au troisième.La stratégie proposée permet aux opérateurs de :- Prendre en compte les variabilités et incertitudes des paramètres d’intérêt et de quantifier leur impact sur le taux de fuite total ;- Introduire les défauts relevés au cours d’inspections visuelles dans le calcul ;- Anticiper et optimiser les actions de mitigation des fuites pour éviter un prolongement d’arrêt de tranche et les pertes d’exploitation associées.

Résumé traduit

The containment building represents the third and last protection barrier of nuclear reactors buildings (NRB). Yet ageing mechanisms of prestressed concrete could strongly affect the tightness capacity of the inner containment of a double-wall reactor building over time. That is a major issue considering the long term operation and the possible life extension of NRB while ensuring safety and regulatory requirements. Considering the size of such structures and the complexity of all interacting phenomena, it is very difficult to build an industrial and operational tool modeling all the strong couplings occurring at different scales. In that context, this Ph.D. thesis introduces a numerical strategy aiming at forecasting the leakage rate evolution of inner containments during operation. It is based on an adapted macro-element mesh, on a simple but physically representative chained weakly-coupled thermo-hydro-mechanical modeling and on a 3D finite element specially designed for computing air leakage through unsaturated porous and cracked concrete. The proposed strategy has been applied to the scale 1:3 VeRCoRs mock-up: results are validated with available experimental data until the first internal pressurization test before being extended until the third one.The proposed strategy enables operators to:- Take into account variabilities and uncertainties of main parameters to quantify their impact on the total leak rate;- Numerically introduce defects coming from visual inspections;- Pre-empt and optimize leak mitigation actions to avoid outage extensions and associated losses of income.