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Some components of vessel internals in pressurized water reactor (PWR) made of stainless steel, have shown cracks induced by Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC). This complex phenomenon originates from the coupling between the material itself, a tensile stress state, environmental conditions and irradiation. This PhD thesis aims at studying the influence of hydrogen in IASCC and particularly its interactions with the defects created by neutron irradiation in a 316L austenitic stainless steel. Thanks to ion implantation, defects similar to neutron irradiation-induced defects were created. As a first step, hydrogen - defects interactions were studied with a model approach consisting in deuterium cathodic charging. Deuterium was used as an isotopic tracer for hydrogen. This technique allowed to highlight hydrogen trapping by implantation-induced defects (mostly by the cavities) in 316L stainless steel. Simulation of hydrogen diffusion and trapping in the studied materials with a numerical resolution model of McNabb and Foster’s equations confirmed the experimental results. Then, oxidation tests were performed in PWR simulated primary environment at 320 °C in order to study the effects of irradiation-induced defects on the oxidation and the hydrogen uptake of the 316L stainless steel. The major highlight of these experiments was the observation of hydrogen accumulation in the alloy beneath the oxide, due to trapping by vacancies created by oxidation process and by ion implantation. In addition, hydrogen trapping was observed deeper in the alloy and it was attributed to the cavities induced by implantation.; Certains éléments des internes de cuve des réacteurs à eau pressurisée (REP) en acier inoxydable austénitique 316L, présentent un endommagement prématuré par corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation. Ce phénomène est complexe puisqu’il implique le couplage entre le matériau lui-même, l'état de contrainte, l’irradiation et l’environnement. L’irradiation neutronique couplée à un facteur environnemental, l’hydrogène, pourrait jouer un rôle dans ce phénomène. Ainsi, les travaux présentés dans ce manuscrit porte sur l’étude des effets des défauts induits par l’irradiation sur le piégeage de l’hydrogène dans un acier inoxydable austénitique 316L au cours de son oxydation en milieu primaire des REP. Grâce à des implantations ioniques permettant de reproduire le même type de défauts que ceux induits par les neutrons, les interactions hydrogène - défauts ont tout d’abord été étudié avec une approche modèle par chargement cathodique en deutérium, traceur isotopique de l’hydrogène. Cela a permis de mettre en évidence le piégeage de cet élément au niveau des défauts induits par l’implantation ionique et particulièrement des cavités. Un modèle de résolution numérique des équations de McNabb et Foster permettant de simuler la diffusion et le piégeage de l’hydrogène dans un matériau a confirmé ce résultat. Ensuite des essais d’oxydation en milieu primaire simulé des REP à 320 °C ont été réalisés afin de comparer les couches d’oxyde formées entre matériaux implantés et non implantés, ainsi que leur prise d’hydrogène. Ces essais ont permis de mettre en avant le piégeage de l’hydrogène dans l’alliage sous l’oxyde et, dans une moindre mesure, au niveau des défauts d’implantation plus en profondeur.

Some components of vessel internals in pressurized water reactor (PWR) made of stainless steel, have shown cracks induced by Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC). This complex phenomenon originates from the coupling between the material itself, a tensile stress state, environmental conditions and irradiation. This PhD thesis aims at studying the influence of hydrogen in IASCC and particularly its interactions with the defects created by neutron irradiation in a 316L austenitic stainless steel. Thanks to ion implantation, defects similar to neutron irradiation-induced defects were created. As a first step, hydrogen - defects interactions were studied with a model approach consisting in deuterium cathodic charging. Deuterium was used as an isotopic tracer for hydrogen. This technique allowed to highlight hydrogen trapping by implantation-induced defects (mostly by the cavities) in 316L stainless steel. Simulation of hydrogen diffusion and trapping in the studied materials with a numerical resolution model of McNabb and Foster’s equations confirmed the experimental results. Then, oxidation tests were performed in PWR simulated primary environment at 320 °C in order to study the effects of irradiation-induced defects on the oxidation and the hydrogen uptake of the 316L stainless steel. The major highlight of these experiments was the observation of hydrogen accumulation in the alloy beneath the oxide, due to trapping by vacancies created by oxidation process and by ion implantation. In addition, hydrogen trapping was observed deeper in the alloy and it was attributed to the cavities induced by implantation.; Certains éléments des internes de cuve des réacteurs à eau pressurisée (REP) en acier inoxydable austénitique 316L, présentent un endommagement prématuré par corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation. Ce phénomène est complexe puisqu’il implique le couplage entre le matériau lui-même, l'état de contrainte, l’irradiation et l’environnement. L’irradiation neutronique couplée à un facteur environnemental, l’hydrogène, pourrait jouer un rôle dans ce phénomène. Ainsi, les travaux présentés dans ce manuscrit porte sur l’étude des effets des défauts induits par l’irradiation sur le piégeage de l’hydrogène dans un acier inoxydable austénitique 316L au cours de son oxydation en milieu primaire des REP. Grâce à des implantations ioniques permettant de reproduire le même type de défauts que ceux induits par les neutrons, les interactions hydrogène - défauts ont tout d’abord été étudié avec une approche modèle par chargement cathodique en deutérium, traceur isotopique de l’hydrogène. Cela a permis de mettre en évidence le piégeage de cet élément au niveau des défauts induits par l’implantation ionique et particulièrement des cavités. Un modèle de résolution numérique des équations de McNabb et Foster permettant de simuler la diffusion et le piégeage de l’hydrogène dans un matériau a confirmé ce résultat. Ensuite des essais d’oxydation en milieu primaire simulé des REP à 320 °C ont été réalisés afin de comparer les couches d’oxyde formées entre matériaux implantés et non implantés, ainsi que leur prise d’hydrogène. Ces essais ont permis de mettre en avant le piégeage de l’hydrogène dans l’alliage sous l’oxyde et, dans une moindre mesure, au niveau des défauts d’implantation plus en profondeur.

During a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact); L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliques

During a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact), L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliques

The French nuclear industry is looking into the extension of the operation time of pressurized water reactors (PWR) up to 60 years. This implies a good comprehension of the microstructural evolution under irradiation in Pressurized Water Reactors’ conditions.Two representatives stainless steels from PWR’s internals, 304 type steels, which differ in carbon content, has been irradiated form low to high doses (more than 100 dpa) at 450°C, irradiation at a second temperature (550°C) has also been performed at an intermediate dose. The choice of the temperature (450°C) was motivated by considering a temperature shift between neutron and ion irradiations due to their large difference in term of dose rate.The microstructural evolution has been characterized by transmitted electron microscopy on each conditions and by atom probe on highest irradiated samples. And modelling of the microstructure was performed using cluster dynamics code CRESCENDO.For both steels, at 450°C the dislocation network and Frank loops reach a saturation regime. As the cavity size and density are low the volume fraction is also low, even in the low carbon content steels, which is more favorable to swelling. The precipitation is mainly carbides. The effects of temperature, chemical composition and of ion irradiation were also investigated.Based on experimental results, a set of parameters which reproduces the evolution of the microstructure in respect to the dose and the depth of observation has been established. It has allowed to understand the effects of the irradiated surface, the injected interstitials and a possible evolution of the cascade efficiency along the damage profile.; Le contexte industriel actuel, animé d'un désir de prolonger la durée de fonctionnement des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) jusqu'à des durées de 60 ans, nécessite la compréhension de l'évolution de la microstructure et notamment d'un éventuel gonflement en conditions REP. Deux nuances de 304 (haut et bas carbone), représentatives des internes inférieurs de REP, ont été irradiées aux ions depuis les faibles doses jusqu'à des doses supérieures à la centaine de dpa, à 450°C (proche des conditions REP par la prise en compte d’un décalage flux/température), ainsi qu'à une dose intermédiaire à plus haute température 550°C. Sur la base des résultats expérimentaux des modélisations par dynamique d’amas avec le code CRESCENDO ont été réalisées afin d’étudier l’évolution de la microstructure.Les microstructures de boucles de Frank, du réseau de dislocations, des cavités et de la précipitation ont été caractérisées par Microscopie Électronique en Transmission (MET) à chacune des doses et par Sonde Atomique Tomographique (SAT) à 100 dpa. À 450°C, les conditions d’irradiations conduisent à une saturation du réseau de dislocations et des boucles de Frank, les cavités sont en faible densité induisant une fraction volumique faible (

The French nuclear industry is looking into the extension of the operation time of pressurized water reactors (PWR) up to 60 years. This implies a good comprehension of the microstructural evolution under irradiation in Pressurized Water Reactors’ conditions.Two representatives stainless steels from PWR’s internals, 304 type steels, which differ in carbon content, has been irradiated form low to high doses (more than 100 dpa) at 450°C, irradiation at a second temperature (550°C) has also been performed at an intermediate dose. The choice of the temperature (450°C) was motivated by considering a temperature shift between neutron and ion irradiations due to their large difference in term of dose rate.The microstructural evolution has been characterized by transmitted electron microscopy on each conditions and by atom probe on highest irradiated samples. And modelling of the microstructure was performed using cluster dynamics code CRESCENDO.For both steels, at 450°C the dislocation network and Frank loops reach a saturation regime. As the cavity size and density are low the volume fraction is also low, even in the low carbon content steels, which is more favorable to swelling. The precipitation is mainly carbides. The effects of temperature, chemical composition and of ion irradiation were also investigated.Based on experimental results, a set of parameters which reproduces the evolution of the microstructure in respect to the dose and the depth of observation has been established. It has allowed to understand the effects of the irradiated surface, the injected interstitials and a possible evolution of the cascade efficiency along the damage profile.; Le contexte industriel actuel, animé d'un désir de prolonger la durée de fonctionnement des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) jusqu'à des durées de 60 ans, nécessite la compréhension de l'évolution de la microstructure et notamment d'un éventuel gonflement en conditions REP. Deux nuances de 304 (haut et bas carbone), représentatives des internes inférieurs de REP, ont été irradiées aux ions depuis les faibles doses jusqu'à des doses supérieures à la centaine de dpa, à 450°C (proche des conditions REP par la prise en compte d’un décalage flux/température), ainsi qu'à une dose intermédiaire à plus haute température 550°C. Sur la base des résultats expérimentaux des modélisations par dynamique d’amas avec le code CRESCENDO ont été réalisées afin d’étudier l’évolution de la microstructure.Les microstructures de boucles de Frank, du réseau de dislocations, des cavités et de la précipitation ont été caractérisées par Microscopie Électronique en Transmission (MET) à chacune des doses et par Sonde Atomique Tomographique (SAT) à 100 dpa. À 450°C, les conditions d’irradiations conduisent à une saturation du réseau de dislocations et des boucles de Frank, les cavités sont en faible densité induisant une fraction volumique faible (

In the late 50s, civil applications of nuclear energy, such as electricity generation, were developed in parallel in the West and in the Soviet Union. For pressurized light water reactors, the concepts are much the same, with liquid water in the primary circuit, steam generators and secondary circuits; nuclear fuel is uranium oxide weakly enriched up to around 5%. However, these are the only similarities, engineering solutions developed being quite different between the West and the Soviet Union. This paper presents the history and development of the Soviet-designed pressurized water reactors, including the latest generation III designs.tion; Dans les années cinquante, les applications civiles de l'énergie nucléaire notamment pour la production d'électricité ont été développées en parallèle en occident et en union soviétique. Pour les réacteurs à eau sous pression, les concepts sont identiques avec l'eau du circuit primaire à l'état liquide, des générateurs de vapeur et des circuits secondaires distincts, un combustible composé d'oxyde d'uranium faiblement enrichi (jusqu'à environ 5%). Cependant, les similitudes s'arrêtent là car les solutions mises en pratique sont assez différentes entre les réacteurs occidentaux et soviétiques, principalement compte tenu de contraintes bien distinctes. On présente dans ce document l'historique et le développement des réacteurs à eau pressurisée d'origine soviétique, y compris les derniers modèles de troisième génération.

Reactivity excess in Nuclear Power Plants is controlled by reactor's active systems: boric acid dilution and control rods. Alternatively, negative reactivity insertion can be made in a passive way using burnable poisons, i.e. neutron absorbers, this is the case of gadolinium (Gd). In the industrial framework of U²³⁵ enrichment increase and boric acid restraint, the goal of this thesis is to optimize the distribution of gadolinium in UO₂ ceramics to obtain a high-performance provision of negative reactivity in Pressurized Water Reactors. In this sense, the work is focus on new gadolinium-rich materials. Thus, U-Gd-O phase diagram was explored in the field of high Gd contents. Two cubic phases were found and characterized: the C1 and C2 phases. With the aim of an industrial application, C1 phase was selected as candidate for Gd addition into UO₂ pellets. The optimal distribution of C1 phase within a nuclear fuel assembly was studied using APOLLO 2.8 neutron transport code. Parametrical calculations were performed. These neutronic studies have ended in a successful "concept of poisoned pellet". Finally, some prototype pellets following this concept were made in laboratory to proof it feasibility. All the obtained results shows that the proposed concept of a neutrophage C1-phase coating on UO₂ pellets is a convenient way to reduce reactivity excess within the frame-work of long irradiation cycles. This concept could be potentially applied in industrial scale. Consequently a patent application process was initiated., L'excès de réactivité neutronique dans les centrales nucléaires est compensé par des sys-tèmes actifs de contrôle du réacteur : acide borique et barres de contrôle. L'apport d'antiréactivité peut se faire passivement avec des poisons consommables, c'est-à-dire des absorbants de neutrons, en particulier avec du gadolinium (Gd). Dans le cadre d'une augmentation de l'enrichissement en U²³⁵ et de réduction de l'utilisation d'acide borique, cette thèse a pour objectif d'optimiser la distribution du ga-dolinium dans des céramiques d'UO₂ afin d'obtenir un apport optimisé d'antiréactivité dans un Réacteur à Eau sous Pression. Dans ce sens, le travail est orienté à trouver des nouveaux matériaux riches en gadoli-nium. Le diagramme de phase U-O-Gd a donc été exploré dans le domaine des fortes teneurs en Gd. Deux phases cubiques ont été trouvées et caractérisées : les phases C1 et C2. En vue d'une application industrielle, la phase C1 a été retenue comme candidate pour l'ajout du Gd dans les pastilles d'UO₂. La distribution optimale de cette phase C1 dans les assemblages de combustible nucléaire a été étudiée avec le code de calcul neutronique APOLLO2.8. Des études paramétriques ont été réalisées. Ces études neutroniques ont aboutit à un concept performant de pas-tille empoisonnée. Finalement, des pastilles prototype ont été fabriquées en laboratoire suivant ce concept. L'ensemble des résultats obtenus montre qu'un concept de pastille avec un dépôt super-ficiel neutrophage de phase C1 est une manière d'apporter de l'antiréactivité de manière optimisée dans le cadre de cycles longs. Ceci pourrait potentiellement être appliquée à l'échelle industrielle. Un brevet a été déposé en ce sens.

The Pressurized Water Reactors (PWRs) primary circuit materials are subject to general corrosion leading to soluble metallic element (mainly Fe, Ni, Cr, Mn, Co) transfer and subsequent ion precipitation processes on the primary circuit surfaces. When deposited on fuel rods, these species are activated by neutron flux. Thus, crud erosion and dissolution processes induce to primary coolant activity. During a normal operating cycle in a EDF PWR, the volume activity in the coolant is relativly stable (usually about 10-20 MBq.m−3 in 58Co). In some cycles (depending on fuel management), significant increases in 58Co and 51Cr volume activities are observed (10 to 100 times the ordinary volume activities). These increases of volume activities are due to local sub-cooled nucleate boiling on the "hot" parts of fuel assemblies. As presented in this thesis, boiling at the top of some fuel assemblies may lead to much higher amount of metallic elements than usual (some micrometers). Indeed, boiling that can locally occurs under PWR conditions concentrates species and to increase significantly the quantity of deposited and precipitated material. Erosion flux is higher in these regions due to thicker crud thickness, involving a greater mass transfer of activated isotopes to the primary coolant. The OSCAR calculation code, developed by the "Laboratoire de Modélisation des interactions et Transferts en Réacteur" in CEA, with these new mass transfer models can now well estimate the amount of deposit and the volume activities in the primary coolant in case of boiling in accordance with french PWR measurements., Les composants du circuit primaire des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) subissent une corrosion généralisée entraînant le relâchement d'espèces solubles dans le fluide primaire (principalement Fe, Ni, Cr, Mn, Co). Sous l'effet de la convection du fluide, ces espèces sont entraînées dans le circuit primaire. Une partie de ces espèces peut précipiter sur les surfaces du combustible et être activée sous l'effet du flux neutronique régnant dans cette région. Ce dépôt de produits de corrosion peut, sous l'effet des forces hydrodynamiques du fluide primaire, être érodé (ou bien dissous si les conditions thermo-chimiques le permettent). Ces espèces activées (principalement du 58Co, 60Co, 51Cr et 54Mn), sous l'effet de la convection vont se retrouver disséminées dans l'ensemble du circuit primaire où elles pourront se redéposer (ou bien précipiter) sur les différents composants et ainsi contaminer l'ensemble du circuit primaire. Au cours d'un cycle de fonctionnement normal dans un REP EDF, l'activité du fluide dans le circuit primaire est relativement constante (généralement de l'ordre de 10-20 MBq.m-3 en 58Co). Cependant, lors de certains cycles de fonctionnement (en fonction de la gestion de combustible), notamment on observe des montées d'activités volumiques importantes en 58Co et en 51Cr pouvant atteindre une centaine de fois celles observées habituellement. Ces montées d'activités volumiques sont dues à l'établissement dans les régions les plus "chaudes" des assemblages de combustible d'un régime d'ébullition nucléée. L'ébullition peut dans certains cas multiplier par un facteur 10 à 100 l'épaisseur de dépôt formé sur le combustible conduisant ainsi à un transfert de masse plus important sous forme particulaire entre le dépôt et le fluide primaire du fait de l'érosion. Une modélisation des mécanismes de transfert de masse entre le fluide primaire et le dépôt sur ces régions "chaudes" du combustible en régime d'ébullition nucléée et les impacts sur la contamination du circuit primaire sont décrits dans ce mémoire. L'ébullition à la surface du dépôt ou bien dans le dépôt lui-même provoque un enrichissement à la paroi en espèces ioniques pouvant entraîner une précipitation plus importante ou bien modifier le comportement d'une espèce d'un régime de dissolution à un régime de précipitation ; le dépôt de particules turbulent et inertiel est lui aussi favorisé. La vaporisation du fluide à la paroi ainsi que la formation des bulles elles-mêmes entraînent aussi un dépôt et une précipitation plus importants. La prise en compte de ces mécanismes de transfert de masse dans le code OSCAR (Outil de Simulation de la ContAmination en Réacteur), développé au sein du Laboratoire de Modélisation des interactions et Transferts en Réacteur au CEA, conduit à une bonne reproduction des résultats expérimentaux issus du retour d'expérience des centrales françaises tant au niveau des dépôts formés dans les régions avec ébullition que des activités volumiques.

Iodine and cesium radio nuclides constitute important fission products (FP) of 235U. If the volatile forms (gas, aerosol) of FP would be released into the environment during a hypothetical severe accident of pressurized water reactor (PWR), a potential health hazard would be the ensue. Understanding their behaviors is an important prerequisite for planning appropriate mitigation measures. Severe reactor accident simulations are conducted in several tests of the international PHEBUS-FP program. The suspected connection existing between FP such as Cs, Mo and I, hydrothermal chemistry and its role on the iodine speciation in the primary circuit of reactor coolant system are highlighted. An experimental setup was developed to study the chemical behavior of CsI/MoO3 mixtures at 1600°C under steam and then during the steam cooling to 150 °C. These hydrothermal conditions are representative of the primary circuit of PWR. The analyses using ICP-MS, powder XRD, MEBE-EDX and Raman microspectrometry identify submicrometric aerosol particles as CsI, MoO3.xH2O and Cs2MonO3n+1 (n=1, 2, 3, 5, 7) according to the starting CsI/MoO3 ratio. The formation of Cs2MonO3n+1 induces the generation of gaseous iodine. This later result is in agreement with PHEBUS-FP experiments. The simulations of vapor phase chemistry and aerosol phenomena of the {I, Cs, Mo, O, H} system in the experimental setup were carried out using the SOPHAEROS code based on the thermodynamic chemical equilibriums. Some discrepancies were observed between experimental and simulated results, particularly for Mo rich particles and the volatile iodine species release.; En cas d’accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l’iode observé lors d’essais à grande échelle (programme PHEBUS-FP). Ces essais ont mis en évidence le rôle de la chimie hydrothermale de produits de fission (PF) tels que Cs et Mo sur la formation d’iode gazeux dans le circuit primaire. Des expériences de laboratoire dans un montage spécialement conçu reproduisent la chimie de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau entre 1600 et 150°C. Les analyses globales (ICP-MS, DRX) et locales (MEBE-EDX, microspectrométrie Raman) ont permis d’identifier CsI, MoO3,xH2O et Cs2MonO3n+1 (n=1,2,3,5,7) dans les particules d’aérosols submicroniques collectés à 150°C. La formation des molybdates de césium Cs2MonO3n+1 conduit à la présence d’iode en phase gazeuse à 150°C. La modélisation de la chimie et du transport des espèces gazeuses et particulaires du système {I, Cs, Mo, O, H}. dans la ligne expérimentale a été réalisée à l’aide du code de calcul SOPHAEROS. La comparaison des résultats expérimentaux et des résultats des simulations met en avant des écarts, en particulier sur la prévision de la quantité d’iode gazeux présente à 150°C.

Iodine and cesium radio nuclides constitute important fission products (FP) of 235U. If the volatile forms (gas, aerosol) of FP would be released into the environment during a hypothetical severe accident of pressurized water reactor (PWR), a potential health hazard would be the ensue. Understanding their behaviors is an important prerequisite for planning appropriate mitigation measures. Severe reactor accident simulations are conducted in several tests of the international PHEBUS-FP program. The suspected connection existing between FP such as Cs, Mo and I, hydrothermal chemistry and its role on the iodine speciation in the primary circuit of reactor coolant system are highlighted. An experimental setup was developed to study the chemical behavior of CsI/MoO3 mixtures at 1600°C under steam and then during the steam cooling to 150 °C. These hydrothermal conditions are representative of the primary circuit of PWR. The analyses using ICP-MS, powder XRD, MEBE-EDX and Raman microspectrometry identify submicrometric aerosol particles as CsI, MoO3.xH2O and Cs2MonO3n+1 (n=1, 2, 3, 5, 7) according to the starting CsI/MoO3 ratio. The formation of Cs2MonO3n+1 induces the generation of gaseous iodine. This later result is in agreement with PHEBUS-FP experiments. The simulations of vapor phase chemistry and aerosol phenomena of the {I, Cs, Mo, O, H} system in the experimental setup were carried out using the SOPHAEROS code based on the thermodynamic chemical equilibriums. Some discrepancies were observed between experimental and simulated results, particularly for Mo rich particles and the volatile iodine species release.; En cas d’accident grave sur un réacteur à eau sous pression, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et du caractère volatil de cet élément. A ce jour, les connaissances acquises et les modèles utilisés ne permettent pas de rendre compte complètement du comportement de l’iode observé lors d’essais à grande échelle (programme PHEBUS-FP). Ces essais ont mis en évidence le rôle de la chimie hydrothermale de produits de fission (PF) tels que Cs et Mo sur la formation d’iode gazeux dans le circuit primaire. Des expériences de laboratoire dans un montage spécialement conçu reproduisent la chimie de mélanges CsI/MoO3 sous vapeur d’eau entre 1600 et 150°C. Les analyses globales (ICP-MS, DRX) et locales (MEBE-EDX, microspectrométrie Raman) ont permis d’identifier CsI, MoO3,xH2O et Cs2MonO3n+1 (n=1,2,3,5,7) dans les particules d’aérosols submicroniques collectés à 150°C. La formation des molybdates de césium Cs2MonO3n+1 conduit à la présence d’iode en phase gazeuse à 150°C. La modélisation de la chimie et du transport des espèces gazeuses et particulaires du système {I, Cs, Mo, O, H}. dans la ligne expérimentale a été réalisée à l’aide du code de calcul SOPHAEROS. La comparaison des résultats expérimentaux et des résultats des simulations met en avant des écarts, en particulier sur la prévision de la quantité d’iode gazeux présente à 150°C.

Several metallic components of pressurized water reactors (PWR) used in nuclear power plants are exposed to the combined degradation by friction and corrosion (tribocorrosion). In PWR, corrosion arises from the water pressurized at 150 bars and maintained at 300°C and results in the build up of a micrometer thick surface oxide film. Tribocorrosion is of complex nature as it involves multi-scale interactions between mechanical, chemical and material factors. Nevertheless, PWR component manufacturers are interested in understanding the deterioration mechanisms in order to select appropriate materials as well as predicting the component lifetime. This thesis is a contribution towards the elucidation of the tribocorrosion mechanisms of a specific PWR component (austenitic stainless steel control rods). The research is focused on two inter-related aspects related to the subsurface deformation induced by friction and to the high temperature and high-pressure oxidation kinetics of austenitic stainless steel under tribocorrosion conditions. The subsurface deformation is investigated by using a model tribocorrosion system consisting in an alumina ball sliding against a 304L austenitic stainless steel in sulphuric acid at ambient temperature under electrochemical control. This model system allows studying subsurface deformation in absence of a thick high temperature oxide films that can complicate the interpretation of the results. Subsurface deformation was characterized using SEM, EBDS and FIB cross-sections. Good correlation was found with the deformation found in pressurized water. Subsurface deformation was found to result in the formation of a recrystallised layer of nano-grains close to the surface and an underlying layer exhibiting a deformation gradient. The thickness of the recrystallized zone is highly affected by the presence or the absence of a few nm thick oxide in the contact. However, no obvious correlation between the thickness of the recrystallized zone, or any other measured deformation appearance, and wear could be found. The effect of oxidation was studied using a simulator (Aurore), reproducing the chemical and mechanical PWR conditions of control rods. It includes an electrochemical set-up allowing measuring in-situ and in real time the oxidation kinetic. The oxidation kinetic was found to follow a parabolic law (diffusion controlled oxide growth). Rubbing resulted in repeated scratching of the surface leading to a thinning of the oxide film and thus to an enhanced anodic oxidation. A quantitative model of the electrochemical response of stainless steel in PWR conditions was developed. Based on these results and on the third body theory of wear, a mechanistic model was proposed for describing the material behaviour in contacts operating in pressurized water. This model explains a certain number of practical observations obtained in nuclear plants or in simulators concerning chemical and materials effects on component degradation.

This work focus on the techno-economic study of massive hydrogen production by the High Temperature Electrolysis (HTE) process and also deals with the possibility of producing the steam needed in the process by using different thermal energy sources. Among several sources, those retained in this study are the biomass and domestic waste incineration units, as well as two nuclear reactors (European Pressurised water Reactor - EPR and Sodium Fast Reactor - SFR). Firstly, the technical evaluation of the steam production by each of these sources was carried out. Then, the design and modelling of the equipments composing the process, specially the electrolysers (Solid Oxides Electrolysis Cells), are presented. Finally, the hydrogen production cost for each energy sources coupled with the HTE process is calculated. Moreover, several sensibility studies were performed in order to determine the process key parameter and to evaluate the influence of the unit size effect, the electric energy cost, maintenance, the cells current density, their investment cost and their lifespan on the hydrogen production cost. Our results show that the thermal energy cost is much more influent on the hydrogen production cost than the steam temperature at the outlet stream of the thermal source. It seems also that the key parameters for this process are the electric energy cost and the cells lifespan. The first one contributes for more than 70% of the hydrogen production cost. From several cell lifespan values, it seems that a 3 year value, rather than 1 year, could lead to a hydrogen production cost reduced on 34%. However, longer lifespan values going from 5 to 10 years would only lead to a 8% reduction on the hydrogen production cost.; L'objectif de ce travail est d'étudier les différents éléments techniques et économiques pour la production massive d'hydrogène par le procédé d'Electrolyse Haute Température (EHT) et la possibilité d'utiliser différentes sources d'énergie thermique pour évaporer l'eau nécessaire au procédé. Parmi les sources d'énergie thermique envisagées, nous avons retenu les unités d'incinération de biomasse et de déchets ménagers, les réacteurs nucléaires à « Eau Pressurisée » (European Pressurised Reactor - EPR) et au sodium liquide (Sodium Fast Reactor - SFR). Pour chacune de ces sources, nous avons développé une étude technique concernant la production de la vapeur et ses caractéristiques. Ensuite, nous présentons la description du formalisme permettant le dimensionnement, l'évaluation économique et la modélisation des équipements constituant le procédé EHT, en particulier l'électrolyseur constitué par les cellules d'électrolyse à oxydes solides (anglais - SOEC). Finalement, le couplage des sources d'énergie thermiques avec le procédé EHT est réalisé et le coût de production d'hydrogène est déterminé pour chacune de ces sources. Ensuite, sont examinées successivement les influences du débit d'hydrogène produit, de la densité de courant imposée aux cellules, leur coût de production et leur durée de vie, du coût de l'électricité et des coûts de maintenance sur la compétitivité du procédé. Notre étude montre que le coût de production du kilogramme d'hydrogène est principalement influencé par le coût d'énergie thermique inhérent aux sources d'énergie, alors qu'il est moins influencé par la température de la vapeur produite. Il s'avère que le coût de l'électricité nécessaire au fonctionnement du procédé et la durée de vie des électrolyseurs constituent des paramètres clés pour rendre le procédé compétitif. En effet, l'électricité représente une contribution de plus de 70% dans le coût total de production d'hydrogène. La durée de vie maximale de l'électrolyseur de 3 ans au lieu de 1 an actuellement, permettrait de diminuer de 34% le coût de production d'hydrogène, mais des améliorations sur la durée de vie de 5 ans voire 10 ans ne permettraient que des réductions sur le coût de production d'environ 8%.

This work focus on the techno-economic study of massive hydrogen production by the High Temperature Electrolysis (HTE) process and also deals with the possibility of producing the steam needed in the process by using different thermal energy sources. Among several sources, those retained in this study are the biomass and domestic waste incineration units, as well as two nuclear reactors (European Pressurised water Reactor - EPR and Sodium Fast Reactor - SFR). Firstly, the technical evaluation of the steam production by each of these sources was carried out. Then, the design and modelling of the equipments composing the process, specially the electrolysers (Solid Oxides Electrolysis Cells), are presented. Finally, the hydrogen production cost for each energy sources coupled with the HTE process is calculated. Moreover, several sensibility studies were performed in order to determine the process key parameter and to evaluate the influence of the unit size effect, the electric energy cost, maintenance, the cells current density, their investment cost and their lifespan on the hydrogen production cost. Our results show that the thermal energy cost is much more influent on the hydrogen production cost than the steam temperature at the outlet stream of the thermal source. It seems also that the key parameters for this process are the electric energy cost and the cells lifespan. The first one contributes for more than 70% of the hydrogen production cost. From several cell lifespan values, it seems that a 3 year value, rather than 1 year, could lead to a hydrogen production cost reduced on 34%. However, longer lifespan values going from 5 to 10 years would only lead to a 8% reduction on the hydrogen production cost.; L'objectif de ce travail est d'étudier les différents éléments techniques et économiques pour la production massive d'hydrogène par le procédé d'Electrolyse Haute Température (EHT) et la possibilité d'utiliser différentes sources d'énergie thermique pour évaporer l'eau nécessaire au procédé. Parmi les sources d'énergie thermique envisagées, nous avons retenu les unités d'incinération de biomasse et de déchets ménagers, les réacteurs nucléaires à « Eau Pressurisée » (European Pressurised Reactor - EPR) et au sodium liquide (Sodium Fast Reactor - SFR). Pour chacune de ces sources, nous avons développé une étude technique concernant la production de la vapeur et ses caractéristiques. Ensuite, nous présentons la description du formalisme permettant le dimensionnement, l'évaluation économique et la modélisation des équipements constituant le procédé EHT, en particulier l'électrolyseur constitué par les cellules d'électrolyse à oxydes solides (anglais - SOEC). Finalement, le couplage des sources d'énergie thermiques avec le procédé EHT est réalisé et le coût de production d'hydrogène est déterminé pour chacune de ces sources. Ensuite, sont examinées successivement les influences du débit d'hydrogène produit, de la densité de courant imposée aux cellules, leur coût de production et leur durée de vie, du coût de l'électricité et des coûts de maintenance sur la compétitivité du procédé. Notre étude montre que le coût de production du kilogramme d'hydrogène est principalement influencé par le coût d'énergie thermique inhérent aux sources d'énergie, alors qu'il est moins influencé par la température de la vapeur produite. Il s'avère que le coût de l'électricité nécessaire au fonctionnement du procédé et la durée de vie des électrolyseurs constituent des paramètres clés pour rendre le procédé compétitif. En effet, l'électricité représente une contribution de plus de 70% dans le coût total de production d'hydrogène. La durée de vie maximale de l'électrolyseur de 3 ans au lieu de 1 an actuellement, permettrait de diminuer de 34% le coût de production d'hydrogène, mais des améliorations sur la durée de vie de 5 ans voire 10 ans ne permettraient que des réductions sur le coût de production d'environ 8%.

Alloy 600, a nickel base alloy (containing 15 wt% Cr), is susceptible to intergranular stress corrosion cracking in hydrogenated PWR primary water. Despite the fact that many laboratory studies have been performed and that many models have been proposed in the literature, the SCC mechanisms involved are still not well understood. Among others models, the internal oxidation model and models based on hydrogen/material interactions appear likely to explain this phenomenon. Therefore, the aim of this study is to improve our knowledge of Alloy 600 SCC mechanisms in PWR primary water. Experimental tests and calculations were performed in order to select models. Imposed strain specimens (“U-bend”) and without imposed strain specimens (coupon) were tested in simulated PWR primary water containing tracers (18 oxygen and deuterium). After testing, crack tips and intergranular oxide penetrations were characterized by SEM, TEM, SIMS, Nano-SIMS, and hydrogen titration permit to discuss oxide thermodynamic stability, oxide geometry and nature in crack tip, hydrogen role, intergranular chromium carbide role and cracking mode. Thus, a new model of cracking has been proposed. This model is based upon chromium oxide formation in the grain boundary. Material parameters (defect rate, strain, grain boundary type) and environmental parameters (hydrogen content, temperature) would affect oxygen diffusion kinetic across the oxide formed in the grain boundary and chromium diffusion kinetic in the grain boundary of the alloy.; De nombreuses études ont été réalisées par la communauté scientifique internationale sur la Corrosion Sous Contrainte (CSC) de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Néanmoins, les mécanismes à l'origine de cette fissuration sont encore mal compris. Un certain nombre de modèles ont été développés et proposés, cependant peu d'entre eux arrivent à intégrer l'influence de tous les paramètres. Le mécanisme d'oxydation interne et la famille de modèles basés sur l'action de l'hydrogène ont paru les plus prometteurs. L'objectif de l'étude était d'apporter des connaissances nouvelles sur le/les mécanisme/s de CSC. Il a été choisi de cibler les expérimentations de façon à sélectionner les modèles les plus pertinents. Pour cela des essais dans un milieu simulant le milieu primaire avec des marqueurs isotopiques (oxygène 18 et deutérium) ont été menés sur deux types d'éprouvettes. Des éprouvettes à déformation imposée de type « U-bend » ont été utilisées dans un premier temps et des éprouvettes sous forme de plaquette ayant des microstructures contrôlées ont été utilisées dans un second temps. Les caractérisations des fissures et des pénétrations d'oxyde intergranulaire par MEB, MET, SIMS, Nano-SIMS et des dosages d'hydrogène, ont permis une nouvelle analyse de la CSC de l'Alliage 600 en milieu REP, concernant plus particulièrement les points suivants : la stabilité thermodynamique des phases, la répartition et la morphologie des oxydes observés dans les fissures, le rôle de l'hydrogène, la nature des carbures de chrome et le caractère continu/discontinu du mécanisme de fissuration.A partir des résultats obtenus à l'aide du traçage isotopique de l'hydrogène et de l'oxygène couplé à l'utilisation de différentes techniques d'analyse complémentaires, il a été proposé un nouveau modèle de mécanisme de fissuration basé sur la formation d'oxyde de chrome aux joints de grains de l'alliage. Ce modèle permet de prendre en compte le rôle des paramètres liés au matériau (taux de défauts, déformation, type de joint de grain) et au milieu (teneur en hydrogène, température) qui influeraient sur les cinétiques de diffusion de l'oxygène dans l'oxyde aux joints de grains de l'alliage et du chrome aux joints de grains de l'alliage.

In order to provide complementary means for measurement of water levels in pressurized vessels of nuclear reactors, the possibilities of an immersed torsional wave sensor are being looked into. It has already been modeled, considering an incompressible fluid. Yet, because the fluid can turn into a two-phase fluid, we have investigated how to extend the existing model. As a first step, we have taken into account the compressibility of the surrounding fluid. We focus on a cylindrical waveguide with an elliptic cross-section. Its transverse dimensions are small compared with its length and the wavelengths in the fluid. We start with the elasticity equations for the waveguide. Then, from the exact expression of the pressure exerted by the fluid on the waveguide boundary, a long wavelength approximation is obtained. We end by applying Hamilton's principle of energy conservation, which leads to an approximate equation governing the fluid-loaded waveguide motion, and to an expression of the apparent phase velocity of the torsional wave in the immersed waveguide. Finally, fluid level measurement is possible. Some simulations are made, highlighting the influence of the compressibility.; Afin de renforcer l'instrumentation existante pour la mesure de niveau d'eau dans des enceintes de Réacteurs à Eau Pressurisée, on s'intéresse à une méthode fondée sur l'étude de la propagation d'une onde de torsion dans un guide d'ondes immergé. Antérieurement à cette thèse, ce dispositif avait été modélisé dans le contexte particulier d'un fluide environnant monophasique et incompressible. Notre modèle permet d'utiliser la sonde à onde de torsion pour mesurer des niveaux de fluides compressibles, situation qui apparaît en configuration accidentelle lorsque le fluide environnant devient diphasique. Nous considérons un guide d'ondes cylindrique de section elliptique, dont les dimensions transversales sont petites devant sa longueur et la longueur d'onde dans le fluide. Nous écrivons d'abord les équations d'élasticité du guide. Ensuite, nous exprimons la pression exercée par le fluide à la surface du guide, et nous en calculons une approximation "grandes longueurs d'ondes". Nous appliquons finalement le principe de conservation de l'énergie de Hamilton pour obtenir une équation approchée du mouvement du guide d'ondes, et une expression de la vitesse de phase apparente de l'onde de torsion dans le guide immergé. Nous pouvons alors utiliser ces résultats pour la mesure de niveau. Quelques simulations sont réalisées, qui montrent la pertinence de la prise en compte de la compressibilité.

Since the early 1970s certain component parts of primary loops of nuclear pressurised water reactors, such as steam generator tubing and pressure vessel head penetrations, have been affected by intergranular stress corrosion cracking. This form of cracking, which occurs after several thousand hours, initiates on the component side exposed to primary water. The purpose of this study is to gain a better understanding of the cracking mechanism. The focus is on the interactions between the local mechanical loading conditions and the effects of an oxidising environment. Fatigue and creep fatigue crack propagation tests were carried out using CT specimens. the local mechanical loading conditions were determined by finite element calculations. The oxidation behaviour was studied by transmission electron microscopy. Creep tests were conducted on thin sheet samples to investigate the effects of environment on the creep properties. Intergranular crack propagation, as determined at 550°C in air and in vacuum, has been related to a creep damage mechanism. Dislocation creep deformation mechanisms, which appear to induce intergranular damage in this material at high temperature, are enhanced when the growing oxide scale is nickel- or iron-rich, compared to the results obtained in high vacuum with the protective chromium oxide scale. Thus, intergranular fracture, which occurs in all environmental conditions under creep fatigue cycles, occurs even under fatigue cycles when creep is enhanced. Fatigue crack propagation tests at 400°C gave essentially the same results as those obtained at 550°C. Crack propagation tests in deaerated water, either in low pressure vapour at 400°C or in primary water at 320°C, lead to the same cracking results. The fracture surfaces were identical to those observed after conventional stress corrosion cracking tests. For these environmental conditions, the enhanced creep model was also proposed to account for the experimental results.; La fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte affecte depuis plusieurs décennies certaines pièces en alliage 600 (NC15FE) des réacteurs nucléaires à eau sous pression, telles que les tubes de générateur de vapeur et les manchettes d'adaptateur pour couvercle de cuve, exposées pendant plusieurs dizaines de milliers d'heures au milieu primaire (eau pure désaérée, additionnée d'hydrogène, de bore et de lithium entre 290 et 325°C). L'objectif de l'étude est une meilleure compréhension des mécanismes responsables de la fissuration, en particulier des interactions entre les sollicitations mécaniques locales et les effets d'environnement liés à la présence d'un milieu oxydant. Des essais de propagation de fissure sur éprouvettes CT ont été réalisés en fatigue continue et en fatigue fluage. L'analyse des résultats a porté sur les sollicitations mécaniques locales (calcul par éléments finis), les modes d'oxydation (expertises par microscopie électronique en transmission) et les interactions entre l'environnement et le comportement mécanique du matériau (essais sur produit mince). La propagation de fissure intergranulaire à 550°C sous différentes pressions partielles d'oxygène a été reliée à un endommagement de fluage. La formation d'oxydes riches en nickel et/ou en fer accélère le fluage dislocation à proximité de la surface. Elle étend alors le domaine de rupture intergranulaire vers les vitesses de déformation locales plus élevées imposées en fatigue continue. Des résultats analogues ont été obtenus à 400°C. Les essais en présence d'eau désaérée (vapeur à 400°C, milieu primaire à 320°C) ont également conduit à une propagation de fissure intergranulaire et à la formation d'oxydes riches en nickel. Les faciès de rupture sont identiques à ceux obtenus en corrosion sous contrainte. Une activation locale du fluage dislocation par les réactions d'oxydation est également envisagée pour rendre compte des résultats expérimentaux.

Not available, aLe générateur de vapeur est un élément essentiel pour le fonctionnement des centrales nucléaires à réacteur à eau pressurisée. La régulation du niveau d'eau de ces générateurs pose beaucoup de problèmes à basse charge: 30% des arrêts d'urgences constatées sont imputables à la régulation du niveau d'eau. Il faut souligner que le générateur de vapeur est un système à déphasage non minimal, fortement non linéaire et difficile à identifier étant donné qu'on ne peut l'isoler du reste de la centrale. Les mesures du débit vapeur sortant du générateur deviennent de mauvaise qualité à faible charge, ce qui dégrade le terme d'anticipation. Ces aspects de grande variabilité, combinés a la mauvaise qualité des mesures, rendent la commande PID actuelle peu efficace et nécessité la reprise en manuel de la régulation lors des démarrages ou des fonctionnements aux basses charges. Le but de cette recherche est de proposer un régulateur robuste tenant compte des difficultés de réglage, et de l'environnement défavorable aux faibles charges. Les commandes GPC (generalized predictive control), LQG et LQG/LTR (loop transfert recovery) sont envisagées

Not available, aLe générateur de vapeur est un élément essentiel pour le fonctionnement des centrales nucléaires à réacteur à eau pressurisée. La régulation du niveau d'eau de ces générateurs pose beaucoup de problèmes à basse charge: 30% des arrêts d'urgences constatées sont imputables à la régulation du niveau d'eau. Il faut souligner que le générateur de vapeur est un système à déphasage non minimal, fortement non linéaire et difficile à identifier étant donné qu'on ne peut l'isoler du reste de la centrale. Les mesures du débit vapeur sortant du générateur deviennent de mauvaise qualité à faible charge, ce qui dégrade le terme d'anticipation. Ces aspects de grande variabilité, combinés a la mauvaise qualité des mesures, rendent la commande PID actuelle peu efficace et nécessité la reprise en manuel de la régulation lors des démarrages ou des fonctionnements aux basses charges. Le but de cette recherche est de proposer un régulateur robuste tenant compte des difficultés de réglage, et de l'environnement défavorable aux faibles charges. Les commandes GPC (generalized predictive control), LQG et LQG/LTR (loop transfert recovery) sont envisagées