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Der gesamte Band ist unter der DOI 10.24405/14522 abrufbar.

International audience; In-Vessel Retention (IVR) of corium is one of the possible strategies for Severe Accident (SA) mitigation. Its main advantage lies in the fact that, by maintaining the corium within the vessel, the integrity of the last containment barrier against corium aggression is preserved. One of the issues for the demonstration of the success of this strategy is the evaluation of the behaviour of the corium relocated in the lower head and how it stabilizes and affects the integrity of the vessel wall. The first modelling was developed in the nineties and assessed the heat transfers in a stratified corium pool with a top metal layer made of steel and Zirconium only. About 10 years later, the results of the MASCA program highlighted the possibility of having more complex stratified configurations, including a dense metal layer. Addressing thermochemical effects on the stratification makes the modelling of the corium pool in the lower head more difficult and, in addition, knowledge of the associated kinetics is still limited. As a consequence, available SA codes, either integral or dedicated to the lower head, can differ significantly in their models, which leads to discrepancies in the results when evaluating the IVR strategy.In order to identify the main modelling issues and to assess the capabilities of the codes, a benchmark exercise for code validation was made in the scope of the European H2020 project IVMR (In-Vessel Melt Retention). It is based on the definition of different IVR configurations at reactor scale with an increase in the complexity of the phenomena involved: starting from a steady-state stratified pool with metal on the top, up to consideration of corium phase separation at thermochemical equilibrium and progressive ablation of metallic structures and vessel wall. In this paper, the main results and outcomes obtained are presented and discussed. Six organisations took part in this benchmark (CEA, EDF, GRS, IBRAE, IRSN, NRC-KI) and 6 different codes were used (ASTEC, ATHLET-CD, MAAP_EDF, PROCOR, HEFEST_URAN and HEFEST – stand-alone version of the corresponding module of the SOCRAT code). Finally, sensitivity studies are performed and allow obtaining a more consolidated range of results.Thanks to this benchmark exercise and to the approach followed with a progressive increase of complexity, the capabilities of codes to evaluate the heat flux profile applied to the vessel wall in steady-state are demonstrated.Then, the larger differences between code results obtained in transient situations have been identified and associated modelling assumptions discussed.

This thesis focuses on solving coupled problems of models of interest for the simulation of severe accidents in nuclear reactors~: these coarse-grained models allow for fast calculations for statistical analysis used for risk assessment and solutions of large problems when considering the whole severe accident scenario. However, this modeling approach has several numerical flaws. Besides, in this industrial context, computational efficiency is of great importance leading to various numerical constraints. The objective of this research is to analyze the applicability of explicit coupling strategies to solve such coupled problems and to design implicit coupling schemes allowing stable and accurate computations. The proposed schemes are theoretically analyzed and tested within CEA's procor{} platform on a problem of heat conduction solved with coupled lumped parameter models and coupled 1D models. Numerical results are discussed and allow us to emphasize the benefits of using the designed coupling schemes instead of the usual explicit coupling schemes., La thèse s'inscrit dans le contexte des accidents graves dans les réacteurs nucléaires qui sont étudiés au laboratoire de physique et modélisation des accidents graves (LPMA) du CEA de Cadarache. Un accident grave survient lors de la perte du caloporteur au niveau du circuit primaire ce qui provoque une dégradation du combustible et la création d'un bain de corium. Celui-ci va ensuite se propager en cuve et fortement endommager les structures du réacteur. Pour la sûreté nucléaire, il est donc nécessaire de pouvoir prévoir la propagation de ce corium, d'où la création en 2013 de la plateforme PROCOR (Java) permettant aux travers d'applications industrielles de simuler cette propagation. Ces applications sont un ensemble de modèles physiques, couplés sur une macro boucle en temps, ayant chacun un ensemble d'équations algébriques et différentielles qui sont résolues en interne des modèles. Les modèles de la plateforme sont généralement des modèles OD dont la discrétisation spatiale est remplacée par des corrélations généralement issues de l'expérience. Chaque modèle a aussi un ensemble d'états et de règles de transition, et un changement d'état peut alors survenir à l'intérieur de la macro boucle en temps. Au début de la thèse, le couplage était simplement un chaînage des modèles sur la macro boucle en temps : chaque modèle est résolu l'un après l'autre, l'ordre étant défini par le créateur de l'application, et les modèles sont synchronisés à la fin de cette boucle. Les résultats des applications industrielles de la plateforme en modifiant simplement le pas de temps de la macro boucle en temps montrent une forte dépendance du schéma avec ce pas de temps. On a par exemple 10 % d'écart sur les flux imposés sur la cuve du réacteur en passant d'un pas de temps de 100 s à 50 s, ce qui a un fort impact sur les résultats de sûreté nucléaire.