Dans le cadre de l'évaluation des risques d'explosion, une première phase d'évaluation des écoulements et de la dispersion est nécessaire. Cette phase est particulièrement importante pour des locaux de grande taille comme on peut en rencontrer dans les installations nucléaires et qui sont le plus souvent le siège de phénomènes de stratification décisifs pour le risque explosif.

Développement d’une approche de densité de probabilité de flammelettes pour déflagration et comparaison avec la simulation des grandes échelles

Etude expérimentale et numérique des écoulements induits lors d’un feu dans une enceinte confinée et mécaniquement ventilée – Application aux scénarios d’incendie dans un milieu sous-ventilé.

Dans le projet FIND, différents types de capteurs innovants sont envisagés pour détecter de façon plus précise et spécifique, les produits de fission dans l'enceinte de confinement lors d'accidents graves. En effet, les capteurs ou techniques de mesure En effet, les capteurs ou techniques de mesure actuellement disponibles présentent tous des limitations qui ne permettent pas d’assurer une telle mesure de manière fiable.

Pour être en mesure de gérer la situation de crise causée par un accident nucléaire grave, il est nécessaire d’être capable d’estimer précisément la nature et la quantité des éléments radioactifs relâchés dans l’environnement, dénommées terme-source, dans un large panel de scénarii différents

Les travaux de thèse s’inscrivent dans la recherche relative au comportement thermomécanique des gaines de combustible de type e-ATF (enhanced Accident Tolerant Fuel), constituées d’un alliage de zirconium revêtu de chrome, soumises à des conditions représentatives d’un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP).

Ces travaux de thèse s’inscrivent dans le cadre du Programme d’Intérêt Commun ORANO-IRSN dédiée au comportement du ruthénium en milieu nitrique.
L’objectif des travaux de recherche est de mieux comprendre le comportement du ruthénium en milieu nitrique concentré en situations accidentelles (emballement thermique), son transport/dépôt et éventuelle remobilisation, ainsi que développer/proposer des moyens de mitigation ultimes pour limiter les rejets potentiels. Les campagnes expérimentales menées à l’ASNR ont fourni de précieux résultats « démonstratifs » sur différents bancs d’essai, dont l’interprétation complète reste délicate, notamment pour les étapes de modélisation.

L’analyse de l’accident de Fukushima Daiichi survenu en 2011 a pointé la nécessité d’élargir les marges de sûreté actuelles, notamment sur la tenue des éléments combustibles en conditions d’Accident par Perte de Réfrigérant Primaire (APRP).

En cas d'accident dans une installation nucléaire, de l'iode radioactif sous forme gazeuse peut être rejeté dans l'atmosphère. Il est essentiel de comprendre son devenir dans l'environnement et sa réactivité pour prévoir sa dispersion et mettre en œuvre les actions appropriées de protection des populations.

Lors d’un accident de type APRP (Accident de Perte du Réfrigérant Primaire) survenant dans une installation nucléaire, des débris (principalement des isolants) sont générés dans une zone localisée autour de la brèche et ils peuvent être partiellement transportés jusqu’au filtres RIS-EAS des puisards situés dans le fond de l’enceinte de confinement du réacteur.