Contribution à l'étude des transferts gazeux et liquide au sein des parois en béton endommagées sous sollicitation thermo-hydrique : application au cas des enceintes de confinement en conditions d'épreuve et accidentelle
Institution:
Lyon, INSADisciplines:
Directors:
Abstract EN:
The leak rate prediction of air and steam through a cracked concrete wall is an extremely important issue in assessing the safety of a nuclear reactor containment building. Furthermore the relation between air leak rate and steam leak rate on the same wall could have some interest for safety prediction. The present study investigates the transfer of fluids through a wall 1. 3 m of thick, with a focus on two cases: one on mechanically damaged concrete by compressive stress and another one on a crossing artificial flaw in a construction joint introduced in the concrete specimen. The aim of this work was to study comparatively, in the laboratory, the permeability of the damaged concrete walls under two conditions. The first conditions was at ambient temperature, a reference test of permeability, with dry air, giving the characteristics of permeability and the type of flow through the specimen. The second condition was an accident scenario with simultaneous effects of temperature and gas (a mix of air and steam) pressure applied on one face, the other one remaining at atmospheric pressure and temperature. The numerical results were in good agreement with experimental results, on the phenomenology and on flow rate through the wall.
Abstract FR:
Les bâtiments réacteurs des centrales nucléaires d'EDF doivent assurer la sécurité des populations environnantes lors d'un Accident par Perte de Réfrigèrent Primaire (APRP). L'étanchéité des bâtiments réacteurs, est assurée par une enceinte à double paroi, se composant d'une enceinte interne en béton précontraint, et d'une seconde enceinte externe, en béton armé, prévue pour résiter aux agressions extérieures. La corrélation entre le taux de fuite de l'enceinte interne, mesuré en conditions d'épreuves périodiques d'étanchéité, et le taux de fuite lors d'un (APRP), est un élément fondamental dans les analyses de sûreté de ces réacteurs nucléaires. L'étude s'articule autour de la compréhension des phénomènes physiques liées au transport de masse de fluide induit par les deux scénarios, de sollicitations à travers des parois en béton très perméable intégrant les défauts susceptibles d'être présents au sein de l'enceinte de confinement. Il s'intéresse à une paroi en béton préalablement endommagée en compression simple et à une paroi contenant un plan de reprise de bétonnage dégradé, deux cas très différents vis-à-vis des perméabilités : (1,3 10-17 et 1,54 10-13 m2). Les matériaux et les endommagements sont caractérisés. Elle présente des résultats expérimentaux obtenus sur un banc d'essai de perméabilité mis au point pour simuler différentes situations sur des corps d'épreuve ayant une épaisseur représentative d'une enceinte de confinement (1,3 m). Les parois en béton, dans une phase expérimentale, sont soumises à des conditions d'épreuve d'étanchéité et à une situation accidentelle de type APRP (141 °C et 0,42 MPa de pression effective d'air humide). Grâce à des instrumentations adéquates, l'analyse des champs de pression, de température et de teneur en eau, complète l'étude des cinétiques de flux de masse, gazeux et liquide, transitant jusqu'à l'extrados des parois. Malgré des cinétiques très différentes les deux cas présentent de forte similitude. Dans une seconde phase, une analyse numérique unidimensionnelle, destinée à une modélisation Thermo-Hydrique-Mécanique (THM) du milieu poreux non saturé, est reportée. Celle-ci est menée avec le code_Aster® permet d'obtenir des résultats en accord avec la phénoménologie observée expérimentalement